CARR堆反应堆厂房土壤-结构相互作用与楼层反应谱分析

土壤-结构动力相互作用(SSI)分析及楼层反应谱(FRS)计算是中国先进研究堆(CARR)工程抗震设计的重要环节.本文采用直接法,通过建立二维土壤-结构共同工作计算模型,并分3个方向进行地震动输入,考虑土壤-结构相互作用对反应堆厂房地震反应进行分析,计算出厂房基础部位和各楼层在不同工况下的地震反应及楼层反应谱.     

基于地基土等效线性的三维厂址反应分析

随着核电厂选址条件的日趋复杂化,土-结构相互作用（SSI）成为核电厂抗震分析需要考虑的重要因素之一。目前经典的自由场厂址反应分析采用的是一维层状地基土的分析,比如SHAKE91、EERA和SASSI等,很难考虑土层的非均质层状因素。因此随着核电安全的监管要求越来越高,抗震的精细化分析成为趋势。本文采用有限元程序ABAQUS编写的UMAT材料子程序,实现了基于地基土材料的等效线性,开展均质层状土的三维自由场厂址反应分析。其计算分析结果与SHAKE91计算结果进行对比表明,在均质层状土条件下吻合较好。因此,本研究为求解复杂非均质地基条件的SSI分析提供了良好的工程适用性。      

不规则厂房抗震设计和动力分析

建立了不规则化工厂房的三维空间有限元模型，采用考虑扭转耦连振动影响的振型分解反应谱法和弹性动力时程分析方法，研究了结构的基本动力特性，确定了结构的薄弱部位和设计重要环节。讨论了这类不规则多层结构在高设防烈度下抗震设计的特殊性，为类似结构设计给出了一些建议。     

核反应堆厂房结构楼层反应谱的敏感性分析

以某千兆瓦级压水堆核电站反应堆厂房结构为对象,研究了考虑土一结构动力相互作用的硬土场地条件下地基土动态剪切模量的变化对楼层反应谱计算的影响,定量分析了厂房结构楼层加速度反应谱对地基土动态参数变化的敏感性,从而为评估类似硬土场地条件下核反应堆厂房结构抗震安全性提供了一种可供参考的计算方法。     

核电站场地基岩剪切波速定义范围研究

基岩厂址的剪切波速范围定义一直是核电站选址工作的关键问题之一。为了确定可按基底固端边界考虑的硬质基岩厂址的剪切波速,选取了从1100 m/s到3200 m/s剪切波速的几种可能的基岩厂址特性。在这些场地上进行了自由场分析和土-结构相互作用分析,提取岩层反应和结构关键点中的楼面反应谱,并将结果进行比较。通过自由场分析发现,2400 m/s以下场地的地下岩层响应较地面运动都有较大程度的衰减。观察上部结构响应发现,2400 m/s以上的场地结构上反应基本不再发生本质变化。结果证明,可按基底固端边界考虑的硬基岩厂址的最小剪切波速应定义为2400 m/s。     

基于DSEM的核电厂结构-土-结构相互作用模型

核电厂结构的抗震能力是保障安全的重要内容,而考虑结构-土-结构相互作用(SSSI)的影响效应是必要的且意义重大。本文以阻尼溶剂抽取法(DSEM)为理论基础,考虑相邻工程结构与无限土体的动力特性,利用位移协调与力平衡机制,建立了相邻结构-土体相互作用计算模型,给出了具体数值实现公式,并通过UPFs二次开发功能在通用有限元程序ANSYS中实现该模型的嵌入。进而,以国内某核电工程为例,建立一系列SSSI系统的三维模型,并就不同的地基条件、埋置效应对核电厂反应堆SSSI规律的影响进行探讨,结果可为类似核电厂址地基的抗震适应性分析及优化设计提供借鉴与参考。     

考虑SSI效应的核电站泵房结构楼层反应谱分析

采用Super SAP和CLASSI程序对某在建核电站泵房结构进行了极限安全地震震动和运行安全地震震动情况下的土壤-结构相互作用(SSI)的地震分析,揭示了结构在时域内的特性;通过傅立叶变换(FFT)分析了结构在频域内的特性,求得建筑结构中各楼层反应谱,结合核电厂设计规范分别给出了在较硬地基岩土条件下,结构考虑和不考虑SSI时各楼层反应谱,并对其进行了比较分析.结果表明,SSI效应对结构楼层反应谱的谱形、谱值以及零周期平台高度有一定的影响.     

基于人工透射边界的核电厂结构抗震分析

目前核电厂结构-地基地震动力相互作用模型仍局限为规范建议的简单集总参数模型,或以粘弹性边界为代表的基本有限元地基模型,缺乏精度相对较高的分析方法。本文将高精度的二次透射人工边界地基模型引入核电结构抗震的分析领域,针对厂房结构的复杂约束,采用隐显式方法求解,显式积分时域结果后处理等关键问题,基于ANSYS软件提出了模型解决方案,并以实例形式验证了本文方法与模型的适用性。结果表明,文中模型适用于核电厂建筑物动力响应的有限元分析。     

基于TMSR-LF1的Ⅱ类研究堆抗震设计方法研究

抗震设计是核设施为满足安全与经济综合要求进行设计时的重要内容,目前研究堆的抗震设计缺乏相应的规范与研究,尚未发现较为完善的方法体系。本文推荐了一个匹配结构与设备的Ⅱ类研究堆抗震设计方法,以50 a超越概率2%地震动作为安全停堆地震（SSE）,并以2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR-LF1）为例,对比分析了采用该方法与采用其他相关规范方法得到的设计反应谱（DRS）,并将其应用于结构和设备的抗震设计计算中。结果表明：推荐方法在满足结构与设备的抗震设计匹配性的前提下,相比核电规范具有较好的经济性,相比民用规范具有较好的保守性,更加合理。     

高温堆堆芯支承结构比例模型抗震试验研究

高温气冷堆是国际核能届公认的第4代反应堆6种堆型之一，也是我国科技重大专项支持研发的新堆型，其石墨堆芯支承结构是散体结构，在地震载荷作用下的结构动力学响应和连续体结构有较大不同，表现出强烈的非线性和离散性。在已经开展的抗震研究基础上，设计并开展了HTR-PM石墨堆芯支承结构1∶4整体模型抗震试验研究，分析了抗震试验过程中测得的动态特性数据，与模型试验结果进行了对比，得到了模型的加速度和位移变化规律：模型的加速度随着模型高度增加而增大；石墨砖的位置越高，其响应振幅越大。由结构的各种动态响应特性及其分布规律可得，高温气冷堆堆芯支承结构设计能够满足抗震设计要求。