试验堆主厂房楼板谱计算与比较

土壤－结构动力相互作用分析是核工程抗震设计与安全分析中的重要环节。核在地震动中的反应主要取决于地震特性、地基土特征与结构特性三个方面。对于非岩石地基上,由于构筑物基础面的运动受到土壤－结构动力相互作用的影响,与地表自由场运动会有显著的差别。在抗震设计规范中要求考虑这一相互作用的影响。本文采用FJUSH、SASSI1000程序进行了试验堆土壤－结构的动力分析,给出堆厂址地表自由场运动与各楼层的反应谱,以供结构与设备抗震设计之用,并进行了比较分析。     

小型堆安全壳在地震激励下的动力响应分析

小型核反应堆(小型堆)因具有模块化、高灵敏性及安全性等优良特性备受关注,其安全壳结构在地震作用时的动力特性对小型堆的安全性评定有着重大影响作用。将小型堆安全壳用ABAQUS软件建立三维有限元模型并模拟非线性抗震分析,模拟在地震作用下小型堆安全壳模型的频率、振型和加速度及位移等动力特性,对比前16阶振型和频率,表明安全壳的1和2阶、3和4阶等阶次的振动频率分别接近且主要振动方向为水平方向。同时以峰值分别为02g、03g与04g的地震动作为荷载输入,得到3种加速度峰值作用时预应力钢束和混凝土安全壳结构的最大主应力云图,对比发现3种地震峰值作用下混凝土安全壳的最大主应力均小于抗拉强度标准值265 MPa,且最大主应力主要集中分布在安全壳结构的闸门孔周边及基础相连的底部附近。最后对比安全壳结构的加速度与位移响应,评定结果表明在极限地震动作用下小型堆安全壳结构具有良好的安全性。     

小型堆安全壳在地震激励下的动力响应分析

小型核反应堆(小型堆)因具有模块化、高灵敏性及安全性等优良特性备受关注,其安全壳结构在地震作用时的动力特性对小型堆的安全性评定有着重大影响作用。将小型堆安全壳用ABAQUS软件建立三维有限元模型并模拟非线性抗震分析,模拟在地震作用下小型堆安全壳模型的频率、振型和加速度及位移等动力特性,对比前16阶振型和频率,表明安全壳的1和2阶、3和4阶等阶次的振动频率分别接近且主要振动方向为水平方向。同时以峰值分别为0.2g、0.3g与0.4g的地震动作为荷载输入,得到3种加速度峰值作用时预应力钢束和混凝土安全壳结构的最大主应力云图,对比发现3种地震峰值作用下混凝土安全壳的最大主应力均小于抗拉强度标准值2.65 MPa,且最大主应力主要集中分布在安全壳结构的闸门孔周边及基础相连的底部附近。最后对比安全壳结构的加速度与位移响应,评定结果表明在极限地震动作用下小型堆安全壳结构具有良好的安全性。     

浮动堆抗地震设计问题

为了明确浮动堆的抗震设计准则,分析了法规标准中工程抗震设计准则的内涵和应用范围,建议采用基于性能的方法确定浮动堆的抗震设计基准。以地震资料相对丰富的渤海地区为例,计算了区域内部分场点的地震危险性。基于计算结果,初步统计了基岩水平方向峰值加速度随地震动超越概率的变化情况,为确定浮动堆设计抗震基准提供了参考。     

考虑竖向地震动影响的某核电安全壳地震易损性研究

核电厂等重要基础设施的抗震设计和评估需要考虑竖向地震动影响,目前竖向地震动对核电安全壳地震易损性影响研究还较少。本文进行了考虑竖向地震动影响的核电安全壳地震易损性研究,分析了以水平向场地相关谱为目标谱选取的地震动记录的不足,提出了同时匹配水平和竖向场地相关谱的地震动选取方法,选取了指定场址的水平和竖向地震动记录。采用增量动力分析方法,基于选取的水平和竖向地震动,分别进行核电安全壳水平向地震动作用下与水平和竖向地震动联合作用下的易损性分析。采用基于混合易损性数据的易损性分析方法,得到了具有置信度的易损性曲线和高置信度低失效概率。分析结果表明：竖向地震动对安全壳抗震能力和地震易损性有较大影响。     

CEFR控制棒驱动机构抗震试验中力学问题的几点考虑

控制棒驱动机构在地震情况下保证及时落棒插入堆芯安全停堆，是中国实验快堆（CEFR）抗震安全的重要保证，是核安全局特别关注和重点审评的重要问题之一，同时也是CEFR取得装料许可证的必要条件之一。为了验证控制棒（包括安全棒、补偿一调节棒）驱动机构在地震情况下的落棒功能及落棒时间，中国原子能科学研究院中国实验快堆工程部委托核动力研究设计院完成了CEFR控制棒驱动机构抗震试验，快堆工程部做了技术上的论证和配合。     

"华龙一号"核岛厂房抗震分析

"华龙一号"作为我国自主设计的三代核电堆型,具有更高的安全性、更强的抗震性能;核岛厂房的抗震设计对核电厂的安全性具有举足轻重的意义."华龙一号"采用更高的设计基准、SL-2级地震地面运动加速度提高至0.3g,采用标准化设计、包络多种厂址地基参数,创新性的提出了三维模型与集中参数模型相耦合的结构模型化技术.本文着重介绍"...     

不同法规关于核动力厂竖向地震动要求的分析

基于竖向地震动在核动力厂抗震分析及其在设备抗震试验鉴定中的重要性,本文总结了中国核电工程引用的法规在竖向地震动方面的规定,依据各个法规内容解读可能确定的竖向地震动,从而确定了4种相应的竖向地震反应谱。最后,结合中国核动力厂地震安全性评价要求以及压水堆M310、EPR、AP1000和CAP1400等机组竖向地震动设计的实际情况,说明竖向地震动的选取应区分近场、远场地震的影响,中国现用的法规和规范仍需进一步完善竖向地震动选取的规定。本研究结果可为我国核动力厂抗震设计和核安全审评提供参考。     

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.     

快堆堆芯单排组件抗震计算关键算法研究与验证

快堆堆芯组件抗震分析是反应堆安全性评估的重要环节之一。为预测地震条件下快堆堆芯动力学响应，在综合考虑堆芯组件等效梁模型和多点非线性碰撞作用的基础上，本文建立了快堆堆芯抗震理论模型，构建了时程分析算法流程，并进行了相应的程序开发与测试，完成了计算模型与算法的测试验证以及IAEA所组织的快堆堆芯单排组件地震试验验证。结果表明：该程序模型与算法正确可行。本文为自主研发快堆全堆芯抗震程序奠定了理论基础。     

核电站抗震系统的研究开发现状

作为核设施采用抗震结构的例子来说，有法国的克律亚斯核电站和南非的科贝赫核电站。在日本，对于核设施抗震结构的适用性也进行了多方面的研究讨论。特别是在快堆方面，由于使用高温低压地液体钠作为冷却剂，在机器设备设计上，从降低温度应力的观点出发而希望薄壁结构，但从耐震性来看还是以厚壁结构有利。对于这些相反的设计条件，由于抗震结构的引进，依靠薄壁结构也能够保证温度应力的降低并确保安全性。     

快堆堆芯抗震实验研究与有限元分析进展

堆芯的安全评价是快中子增殖反应堆抗震设计的一个重要问题。发生地震时,应该确保堆芯组件的结构完整性和核电厂能按要求紧急停堆。数百根堆芯组件之间存在着间隙,组件与堆芯支承处也存在间隙,整个堆芯被液钠包围,堆芯的抗震计算比较困难。本文重点介绍近年来法国、日本、意大利以及中国等国家针对快堆做过的一系列实验和理论研究进展情况。     

堆本体抗震试验动力相似关系推导与验证

为确保堆本体抗震试验中流体对流效应、脉冲效应和堆本体结构响应的准确性,需保证重力、流体与固体惯性力、结构弹性力和结构应变的相似性。本文从固体结构的振动方程、不可压牛顿流体的动力学方程、流固交界面的边界条件和环形柱体域内液体线性晃动的动力学公式出发,基于控制方程的量纲分析法,推导了考虑液体晃动效应的堆本体地震响应动力相似关系。基于上述相似关系建立了堆容器堆内构件和堆容器内自由液面流体域的缩尺模型,通过有限体积法分析堆容器堆内构件原型和缩尺模型中液体的晃动固有频率、晃动波高、压力以及液体晃动对堆容器支承裙的倾覆力矩。结果表明本文动力相似关系具有合理性和准确性,可用于堆本体缩尺模型的抗震试验研究。     

高温气冷堆蓄电池组地震易损性研究

为验证核电厂发生地震外部事件时的电力安全,需要对蓄电池组进行抗震鉴定试验。本文以高温气冷堆(HTR)核电厂安全级蓄电池组为研究对象、以安全级蓄电池组抗震鉴定试验数据和工程经验为基础,通过识别、量化蓄电池组的地震易损性变量,并应用基于试验的易损性分析法推导出地震易损性曲线和高置信度低失效概率(HCLPF)抗震能力。研究结果表明,安全级蓄电池组的抗震能力远高于核电厂设计基准地震动需求。     

铀氢化锆元件小型动力堆应用可行性分析

介绍了铀氢化锆燃料元件的主要性能和特点(尤其是热物理性能和堆内辐照性能),以及将铀氢化锆元件应用于动力堆所完成的一些研究概况.在此基础上,对铀氧化锆元件小型动力堆的技术可行性进行了论证和分析.结果表明:将铀氢化锆元件作为小型动力堆元件在燃料元件方面不存在严重的技术问题;使用细棒铀氢化锆元件的小型动力堆仍有较大的瞬发负温度系数,具有一定的固有安全性.     

西安脉冲堆抗震设计计算

简述了西安脉冲堆抗震设计遵守的核安全法规、安全导则和设计规范，核设施的分级，地震载荷的确定，计算内容，计算程序、计算方法，计算结果及其综合评定等方面的内容。根据核设施各抗震设计物项自身的结构特性的不同，分别选用较合适的计算方法计算地震响应结果，按相关的设计规范和设计要求对计算结果完成综合评定。评定结果表明：西安脉冲堆核设施抗震设计性能良好，在设计地震烈度水平下能够维持抗震设计物项本身的结构完整性和正常功能。     

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。     

基于统计数据的非基岩核电厂抗震设计谱研究

为获取更为准确的抗震设计谱,统计分析了美国NGA-West2数据库中2661条强震动加速度记录数据,研究了相关地震参数对地震动反应谱的中长周期的影响,并建立了基岩(Ⅰ类)与非基岩(Ⅱ类、Ⅲ类)场地上水平向归一化加速度反应谱。结果表明,地震动反应谱受场地条件和矩震级的影响十分显著,受震源距离参数的影响较弱;与RG1.60谱、GB50267-97谱相比,本文获得的地震动反应谱能够更加可靠地估计场地覆盖层特性以及矩震级对地震动反应谱的中长周期的影响。最后,本文确定了考虑场地条件与地震构造环境影响的抗震设计谱,可作为非基岩核电厂选址及抗震设计的地震动输入。     

无线加速度传感器在石墨堆芯结构抗震实验中的应用研究

提出一种用于地震条件下石墨堆内构件的动力学响应检测的无线加速度传感器,并且能够对地震条件下石墨结构的完整性做出明确的评价。检测结果表明,在满足抗震实验各种工况条件下对无线加速度传感器的检测结果与有线加速度传感器检测的结果是一致的。该无线检测技术避免了传统的基于有线网络的石墨结构检测系统的安装费用高、可靠性差、安全性差等缺点。     

无线加速度传感器在石墨堆芯结构抗震实验中的应用研究

提出一种用于地震条件下石墨堆内构件的动力学响应检测的无线加速度传感器,并且能够对地震条件下石墨结构的完整性做出明确的评价。检测结果表明,在满足抗震实验各种工况条件下对无线加速度传感器的检测结果与有线加速度传感器检测的结果是一致的。该无线检测技术避免了传统的基于有线网络的石墨结构检测系统的安装费用高、可靠性差、安全性差等缺点。