美国核电厂抗震主系统分析要求的近期变化

近期美国核管会NRC颁布的标准审查大纲《Standard Review Plan》Rev.3(2007)版已通过我国核安全审评中心翻译出版,表明我国核安全局将按最严的国际标准执行核工程的安全审查。通过对比美国核管会标准审查大纲SRP 3.7.2节1989版、2007版以及最新2013版的抗震主系统主要内容,结合以往核电工程抗震分析的实践经验,按其所列验收准则各条分别作出专业性的讲解与点评。研究表明:SRP 2013版在概念上更清晰,并在可操作性上更加完善,研究成果对理解核电厂抗震主系统分析要求具有很好的参考价值。     

近期核电厂抗震设计输入及AP1000核岛隔震的总体考虑

介绍了近期美国、日本和中国核电厂抗震设计地震动规范的现状和趋势,以上海核工程研究设计院开展的AP1000机型核岛基础隔震设计课题为例,分析了AP1000机型核岛基础隔震设计的必要性及总体概念设计内容,研究了美国核管会目前重点关注的核岛基础隔震设计内容以及上海核工程研究设计院的应对策略,研究成果为核电厂的抗震设计及核岛结构基础的隔震设计提供了重要的参考依据。     

基于IDA法和Pushover法的墩—桩结构整体抗震性能研究

针对以往大都以单墩为模型进行桥墩抗震性能分析的问题,以墩—桩整体结构为计算模型,考虑动水压力的影响,分别采用增量动力分析方法和静力弹塑性分析方法分析了某跨海大桥的整体抗震性能,得到了桥梁结构的基底剪力—墩顶位移关系曲线,并以增量动力分析方法的结果为基准,研究了静力弹塑性分析方法用于墩—桩结构抗震设计的可靠程度。结果表明,静力弹塑性分析方法可准确、简明地评估桥梁结构的抗震性能,可满足工程要求。     

德国大众第三代TDI柴油发动机

简要介绍了德国大众在GOLF A5,PASSAT B6等车型上最新开发的第三代4气门泵喷嘴TDI柴油发动机。通过优化缸盖、活塞、喷嘴等设计,使其集强劲的动力性、经济的油耗特性、环保的排放特性及舒适的行驶特性为一体。     

核电厂常规岛消防灭火系统设计的几点建议

为满足消防灭火系统安全运行、便于维护,对常规岛厂房内消防系统设计中存在的问题提出了几点改进建议。根据消防系统运行维护手册结合现行消防系统设计规范和运行人员反馈,对核电厂常规岛厂房内各消防灭火系统进行梳理。提出了消防水分配系统中疏水阀和排气阀设置建议;提出了常规岛自喷水灭火系统水流指示器和闭式喷头布置注意事项;提出了励磁机灭火系统的设计原则;提出了消防系统阀门布置建议;提出了消防排水系统优化设计建议。改进后的消防灭火系统,便于运行维护,可供核电厂常规岛消防设计人员参考。     

海上升压站的抗震性能分析

  [目的]  对处于地震活动区域内的海上升压站整体模型进行地震工况下强度和韧性分析,分析海上升压站在设计基准期不同超越概率的海床面运动强度水平下的性能。  [方法]  强度分析采用响应谱法评估结构的抗震性能,韧性分析采用静力弹塑性分析方法进行倒塌计算来评估结构的抗震性能。  [结果]  通过对海上升压站主体结构和附属构件的抗震性能进行分析,认为海上升压站在考虑足够安全储备的前提下能满足“小震不坏,中震可修,大震不倒”的抗震设防要求。  [结论]  研究表明该海上升压站结构体系具有较好的抗震性能。     

钢结构中美设计规范抗震设计规定的比较

以GB 50011—2001《建筑抗震设计规范》为基础,结合JGJ 99—98《高层民用建筑钢结构技术规程》和美国ANSI／AISC SSPEC一2002（（钢结构建筑抗震设计规定》,从地震作用效应组合、抗震承载力验算及弹塑性变形验算和地震作用下效应组合设计值的调整等方面,对中美钢结构设计规范抗震设计有关规定的异同点进行了分析和比较。     

中小型锅炉钢架抗震设计的若干问题

一般建筑物结构设计,除按静荷进行设计外,还要进行抗震设计.为此有专门的国家标准《建筑抗震设计规范》(GBJ11-89).在锅炉钢架的设计中要不要进行抗震设计?如果需要,应包括哪些内容?具体计算时有关系数如何选取?本文结合锅炉钢架的设计实际,做一些讨论.     

关于变压器抗震设计的措施

考虑到地震波在变压器上的放大作用,可能造成套管、散热器等外部零件损坏,在地震高发区应该采取一些必要的抗震设计和抗震措施。     

岸塔式进水塔结构的抗震与稳定性分析

以某水电站的岸塔式进水塔为例,采用ANSYS有限元仿真技术分析了该进水塔的自振特性,应用 地震反应谱法研究了进水塔在三向地震动作用下的动力响应,与静力计算结果进行叠加并评价了进水塔 的抗震安全性,同时利用动力时程分析法分析校核了进水塔的稳定性,可供同类工程的设计与研究参考 。     

核电站常规岛主厂房结构抗震性能设计

核电站常规岛主厂房结构布置受限于工艺流程,含较多的错层、跃层,使结构的刚度与质量分布严重不均匀,往往超过了规范的适用条件,地震期间若出现功能中断或设备受损都将造成巨大的损失。基于性能的抗震设计应用于主厂房结构的抗震设计与评估中,在承载力和变形能力两个方面量化其抗震水平,确保主厂房的抗震能力满足预期设防目标。承载力依据现行抗震规范设计,变形能力的评估细化到构件的层次进行,在此基础上选取了5条地震波记录对典型常规岛主厂房结构进行弹塑性分析。结果表明:核电站常规岛主厂房结构能够在地震作用下保持不倒塌,结构具有较大冗余度,能保证核岛安全。     

三代非能动核电项目SA-508国产大锻件性能不符合项探讨

三代非能动核电项目RPV和SG用SA-508 Gr.3 C．1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件设计要求严格,制造难度高,在国产化制造过程中出现了诸多的性能不符合项。定量比较了三代非能动核电项目RPV和SG用SA-508锻件的设计要求与ASME规范要求的差异,并统计分析了RPV和SG用SA-508锻件的力学性能实测值。结果表明,RPV用SA-508 Gr.3 C．1锻件的不符合项的主要原因是低温韧性不足,SG用SA-508 Gr.3 C．2锻件的不符合项的主要原因是低温韧性、室温和高温抗拉强度。最后研究了RPV和SG用SA-508锻件化学成分和热处理工艺特点,分析了造成国产化大锻件性能不稳定的原因。为克服SA-508大锻件的制造现状与设计要求的矛盾,亟需对大锻件生产工艺进行优化或采用新型的制造工艺进一步提升大型锻件的性能。     

核电项目设计变更管理浅析

设计变更管理是核电项目现场设计管理工作的重要组成部分,对确保工程质量、控制工程进度及费用都具有十分重要的意义。根据现有核电项目设计变更管理经验,重点阐述了设计变更建议和现场设计变更单的具体管理流程和措施,并结合经验反馈,总结提出了一系列改进建议,为相关核电项目提供借鉴和参考。     

悬臂爬升模板系统在某三代核电站APC壳墙体施工中的应用

某三代核电站一期工程核岛APC壳是钢筋混凝土壳体结构,该壳体结构的主要功能是抵抗飞机的撞击,以保护核电站核心部位核岛的厂房安全。APC壳体结构跨度大,墙体厚度大且无水平和纵向支撑,因此混凝土浇筑施工质量要求严格。根据APC壳工程结构和质量要求,在实际施工中,利用悬臂爬升模板技术组织砼施工浇筑,据此开发了一套悬臂爬升模板系统工艺技术。通过采用这一技术,保证了APC壳墙体混凝土的施工质量和表面的平整度,加快了墙体施工进度,同时节省了大量的人力物力,具有良好的经济和社会效益。     

某核电厂回填场地土层地震反应分析

采用工程类比法,获取回填土石料的动力参数。运用SHAKE91计算程序,计算了回填场地土层的地震反应。计算结果表明,经土层的放大作用后地表反应谱加速度幅值较厂址基岩面的反应谱加速度幅值增大明显。文章可为一般回填场地土层地震反应分析提供参考。     

三代核电模块化建造对重型道路的需求研究

相对于传统核电厂,AP1000三代核电厂建造一个重要特点是采用模块化施工.大量大型模块/设备的运输和吊装给厂区重型道路提出了更高的要求.结合两个在建项目重型道路的设置情况,研究其特点,提出了从大吊车选型、模块设计及道路设计等多个方面的优化建议,服务于后续项目.     

基于ANSYS的核电成层覆盖土场地地震响应分析

针对ANSYS软件中缺少等价线性法本构模型的问题,基于等价线性法的计算理论,通过对ANSYS软件的二次开发,实现了成层土地基的动力等价线性法模型,并将其应用于某核电站土基厂址自由场的非线性动力响应分析中。结果表明,本方法合理、有效。     

海洋土地基核电厂盾构排水隧洞地震响应研究

以某核电站的取排水工程为例,将典型核电地震波RG1.60谱人工波作为地震荷载,采用等价线性 法对海洋土地基地下隧洞进行了平面有限元地震响应分析,通过计算总结了穿越不同的海洋土土质条件 、不同埋深、管片接缝刚度、管片厚度及竖向地震对隧洞的衬砌受力与变形的影响,获得了此类盾构隧 洞的动力响应特性规律,为隧洞抗震分析提供了参考依据。     

可靠性分析在核电厂结构设计中的应用

利用Ansys概率设计模块PDS,通过选取合适的随机输入参数,利用蒙特卡洛法对核电厂安全壳贯穿件和某压力容器抗震支架进行了可靠性分析,获得了结构在输入参数不确定情况下的可靠度和概率分布规律,以及输入参数对输出结果的灵敏度等信息,直观地显示了输人参数对输出结果的影响,为可靠性分析在核电厂结构设计中的应用提供了有价值的探索。     

配置管理在核电设计阶段的应用

介绍了配置管理在核电设计阶段的应用,通过使用配置管理方法控制核电设计中的变更并进行设计文件版本管理,保证了核电工程建设中正确地产生、流转和使用设计文件,确保了工程质量.