考虑地基岩土参数不确定性的核电厂结构随机地震反应分析

在考虑土-结构相互作用(SSI)效应的情况下,引入随机地震反应分析方法,探讨地基岩土参数的不确定性对核电厂地震响应的影响.基于ANSYS程序,采用常数阻抗法,通过设置边界弹簧和阻尼来考虑地基土的作用,并通过设置弹簧和阻尼参数的不确定性,来模拟岩土动态参数的不确定性.针对某1000MW级压水堆核电站反应堆厂房结构,进行随机地震反应的数值仿真分析,并将随机反应结果与确定论分析结果进行了对比.结果表明,随机分析方法是确定论分析方法的有益补充,二者结合能更合理地反映参数的不确定性对结构地震响应的影响.     

非岩性地基条件下核岛厂房-桩-土非线性动力相互作用特性研究

采用核电厂核岛厂房-地基相互作用高性能大规模计算方法,建立了同时考虑钢制安全壳、附属厂房、桩基础以及覆盖层地基的第三代核电厂整体精细化模型,结合了考虑覆盖层非线性效应的粘弹性边界的地震波动输入方法,开展了地基模型尺寸、桩基单元类型、桩-土接触效应等对核岛厂房地震动力响应影响的研究,建议了地基尺寸的合适范围。结果表明:桩基处理方案与覆盖层地基结果相比,厂房水平方向楼层反应谱峰值频率向高频方向发生较大偏移;采用实体单元模拟的桩基能更准确地反应楼层反应谱(FRS)的规律;桩-土接触面对厂房楼层谱影响不大,却对桩基自身的应力分布有着显著改变。     

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。     

反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究

通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析,该方法能够避免阻尼比选取存在的问题,同时又考虑了非线性因素.     

核反应堆地震和失水事故下结构动力分析研究

对核反应堆在地震和失水事故下结构动力分析开展了研究,包括反应堆和蒸汽发生器在失水事故下的瞬态卸压载荷分析研究、反应堆结构动力响应分析研究和燃料组件动力响应分析评定研究.形成了一套可用于新核电站反应堆结构设计的完整的设计分析和计算软件系统,并已在秦山核电二期工程和CNP1000反应堆结构设计中得以应用     

软地基核电站地震楼板载荷

采用 SAP-5 程序分析了在远、近场地震载荷作用下,桩、土、结构的相互作用;然后编制后置程序计算楼板响应,得到有关楼板的加速度时程与楼板谱。     

英国拆除温次凯尔反应堆烟囱扩散器北大核心CSCD

位于英国坎布里亚郡塞拉菲尔德场址的温次凯尔(Windscale)反应堆烟囱顶部方形扩散器,经过三年的仔细拆除现已被拆下。这样就消除了烟囱伴有的地震风险,烟囱的剩余部分将被拆除。两个125 m高的烟囱为温次凯尔反应堆提供通风。温次凯尔反应堆是为英国核武器计划生产钚而建造的早期反应堆。温次凯尔烟囱顶部有特别凸起的过滤器,一直是塞拉菲尔德天际线的一个特征,直到2001年第2号烟囱服务桩降低到邻近建筑的高度。     

大亚湾核电站反应堆厂房楼层反应谱分析评估

大亚湾核电站核岛厂房的抗震分析遵循技术输出国-法国M310型机组的土建技术规范RCC-G,采用简化的阻抗函数法计算地基岩土的作用.根据大亚湾厂址的地基岩土特点,拟采用更为精确的三维连续半空间边界子结构法来考虑地基岩土的作用,并与原设计进行对比.另外,在原设计中采用多组时程作为地震输入,取各组计算结果的平均值作为设计值的基础(称为"平均"法).在研究中基于相同的时程,拟分别采用"平均"法和更为常用的"包络"法,处理多组时程的响应.基于上述两方面,通过反应堆厂房的地震响应计算,得到核电站系统设备重要的设计基础数据-楼层反应谱(FRS),并将计算的楼层反应谱同设计谱进行比较,从而对设计方法及其结果进行评估,为电站的抗震设计裕量评估和安全管理提供可资参考的结论.     

反应堆系统地震载荷下动力响应计算的不确定性分析

反应堆结构在地震载荷下的动力分析是反应堆系统安全设计的重要环节。反应堆系统的关键参数由于计算误差、制造工艺和安装过程中的随机和其他不可控误差影响,通常存在一定的不确定性。本文开展了反应堆系统中结构参数不确定性对地震载荷下系统动力响应的影响研究。应用最大熵原理,建立描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度分布函数。应用马尔科夫链蒙特卡洛采样（MCMC）技术,对系统关键参数进行采样,建立不同参数下地震响应的输入输出数据池,基于数据池考察反应堆系统不同位置和部件的动力响应分布。研究表明,上、下堆芯板附近的动力响应的不确定性存在不同分布。本文所述研究对评价反应堆系统地震分析模型的鲁棒性和动力响应结果的可靠性提供了定量分析手段。      

核电站辅助厂房结构—地基土相互作用体系的地震响应

本文主要针对核电站工程中辅助厂房结构与地基土相互作用体系在地震荷载下的“平-扭”地震响应进行了分析。在假定核岛基础为明置基础和考虑在同一基础上有安全壳及另一个辅助厂房结构存在的条件下,建立了整个相互作用体系的运动方程。最后结合我国秦山核电厂辅助厂房结构进行了数值计算和分析。     

竖向地震激励对控制棒驱动线落棒影响研究

为了保证反应堆的安全,反应堆设计中对控制棒驱动线(CRDL)在地震载荷作用下的落棒时间提出了限值。在前期的CRDL抗震试验研究以及落棒分析软件中,均只考虑了横向地震对落棒的影响。本次开展了CRDL在竖向地震载荷下的落棒分析研究和地震试验研究。研究结果表明:竖向地震载荷加大了控制棒落棒过程的复杂性,对控制棒落棒时间尤其是全程落棒时间造成比较明显的影响。     

核电厂结构地基阻抗函数不同规范采用的计算方法比较分析

利用两种不同的规范方法,对二代加改进核电机组的安全壳结构进行了包括等效弹簧和阻尼系数的阻抗函数的计算分析.研究了不同阻抗函数计算方法在核电厂结构抗震方面应用引起的差异.在考虑地基土剪切波速、泊松比及地基土密度3种影响因素的情况下,分别探讨了每一个地基参数对两种规范方法计算结果的影响,量化了两种规范分析方法对阻抗函数计算结果的差异,验证了地基土剪切波速是影响阻抗函数的关键因素.     

波动管设计改进对反应堆厂房地震响应的影响分析

为了减轻由于稳压器波动管热分层引起的热疲劳效应及降低安装难度,提出了在M310型压水堆稳压器中加大波动管与主回路夹角的布置改进方案.波动管的布置改进将引起反应堆厂房内部结构布置的改变,对地震响应产生影响.根据设计改进重建结构计算模型,进行抗震分析,并与旧模型的相应结果进行对比,探讨设计改进对反应堆厂房地震响应的影响,为改进方案的论证提供参考.     

广东岭澳核电站PX泵房的地震分析

本文对广东岭澳核电站PX泵房进行了地震分析，计算考虑结构物与地基土的耦合作用，使用多套土壤参数进行分析，计算为PX泵房提供了反应谱曲线，并为整体计算提供了必要的了解和输入数据。     

反应堆结构的三维非线性地震分析

建立反应堆结构三维非线性有限元模型,采用总体瑞利阻尼、局部材料阻尼和弹簧单元阻尼相结合的方法解决部件间的阻尼差异问题,导出燃料组件的等效间隙与等效刚度计算公式并真实地模拟了带间隙的同心圆部件间的接触、动态变化的预紧力和摩擦效应。随后,以同时满足响应谱和功率谱包络性要求的非平稳地震位移时程作输入,开展反应堆结构的非线性地震分析,得到结构在安全停堆地震(SSE)下的地震响应,为反应堆结构的三维非线性抗震研究提供借鉴。     

HTR-PM热气导管结构强度的分析与计算

500 MW高温气冷堆示范电站(HTR-PM)的反应堆压力容器与蒸汽发生器通过热气导管连接,热气导管是反应堆堆芯出口氦气导入蒸汽发生器的主要通道.热气导管是安全三级、抗震Ⅰ类部件,根据ASME规范,要求热气导管能在地震条件下保持结构的完整性.为验证热气导管在反应堆寿期内的安全可靠性,本文建立了热气导管有限元计算模型,计算了热气导管在绝热纤维压力、压力边界失压的压差、自重以及地震载荷等多种载荷作用下,内衬管、锥管与外管的应力分布状况.计算结果表明,热气导管各部分强度有较大裕度,可承受运行载荷、失压载荷以及地震载荷.     

基于拉丁超立方抽样的某核岛厂房概率SSI分析研究

根据美国核电规范 ASCE4-1 6 关于概率土-结构相互作用 (SSI)分析的规定,对某核电厂反应堆厂房进行了基于抽样概念的概率 SSI分析研究,分析中主要考虑了地震输入、场地特性以及构筑物刚度和阻尼等关键变量的不确定性,采用 ASCE4-1 6 中建议的拉丁超立方抽样方法和数量,以及各关键变量的概率物理模型,将基于...     

反应堆压力容器出口接管力学分析

在核电站的运行过程中,反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷.作为保证反应堆安全正常运行的重要部件,必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性.本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析,得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定.评定结果表明,出口接管满足规范的要求.     

多模块高温气冷堆地震概率安全分析关键技术研究

高温气冷堆核电厂采取多个反应堆模块匹配1个汽轮机的设计方式,即1台高温气冷堆机组会包含多个反应堆模块,这使多个高温气冷堆模块在地震外部事件下存在明显的相关性,因此在利用概率风险分析方法来全面地识别和评价高温气冷堆的地震风险时,需要从机组的角度充分考虑和模化机组内多个反应堆模块间的相关性。高温气冷堆示范电站已完成了较为完整的单模块地震概率安全分析,本文将以该分析结果为基础梳理出高温气冷堆多模块地震概率安全分析的关键技术要素并进行研究,研究内容包括多模块事件序列建模和地震相关性失效评价等关键技术,并针对多模块高温气冷堆提出了应用策略。然后以双模块设计的高温气冷堆示范电站为对象,以地震导致丧失厂外电始发事件为代表,对多模块高温气冷堆地震概率安全分析进行了实例分析获得远低于概率安全目标的释放类频率,且分析得到了高温气冷堆多模块事件序列建模策略与地震相关性失效的评价路线可行这一重要结论。     

反应堆压力容器及堆内构件整体大规模三维有限元地震分析

运用适用于大规模有限元模型求解的TechnoStar VENUS程序,对反应堆压力容器、堆内构件和燃料组件进行了整体大规模的三维有限元地震分析.分析中分别考虑了阻尼效应和非线性接触,在有限元模型自由度数超过2×10<'7>的情况下,分别给出了这2种情况在运行基准地震(OBE)激励下的时程响应.实现了现有计算机硬件条件下...