不同主泵结构对主系统抗震设计的影响分析

以主系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析不同主泵结构对主系统地震载荷的影响。结果表明,2种主泵模型下主系统地震载荷应力评定均满足规范要求,主泵阻尼器位置要求提高土建抗震设计等级;采用使系统整体频率远离响应谱峰值区的主泵模型计算得到的主系统地震载荷较小。     

阻尼对主系统地震载荷的影响分析

以核电厂主系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析阻尼不同施加方式对主系统地震载荷的影响。结果表明,在主系统地震分析中,采用瑞利阻尼方式计算的载荷相对比较保守;在计算方法允许的情况下应尽可能采用直接施加模态阻尼或材料阻尼的方式,以降低载荷的保守性,提高核电厂的经济性。     

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。     

AP1000核电站海水循环泵可运行性分析

建立了AP1000立式循环泵机组的整机有限元模型，采用响应谱法针对循环泵在设计地震载荷工况下的强度及其动、静部件的变形位移进行了分析，并对该泵在设计地震载荷工况下的结构完整性和可运行性进行了评估。分析结果显示，该泵的1阶横向弯曲振动频率为14.4 Hz，在单位水平激励载荷下，其前4阶振型在模型中的有效质量分数达0.94。在设计地震载荷工况下，作为主承压部件的泵体最大组合应力为203 MPa，叶轮室段壳体最大变形位移不超过1.5 mm，转子部件最大组合应力为 1.7 MPa，最大变形位移为0.8 mm，该系列响应值均在循环泵设计允许范围内，分析结果显示该泵能满足结构完整性和可运行性的要求。     

反应堆系统动力响应的敏感性分析

输入参数对反应堆系统动力响应的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆系统关键部位的接触刚度和间隙为输入变量，利用Sobol法开展了关键输入参数对地震条件下系统动力响应的敏感性分析，得到了全局敏感性系数及输入参数的重要度排序，此外，还采用K-S测度敏感性分析法对结果进行了检验。分析表明:燃料组件地震响应对2个部位的接触刚度变化较敏感，3个部位切向载荷极值均对所在部位接触刚度的变化最敏感。相关方法与分析流程可推广至反应堆冷却剂系统及其他主设备，为优化设计参数的选取提供定量分析手段与数据支持。      

蒸汽发生器地震反应分析及参数敏感性研究

蒸汽发生器是排出反应堆堆芯产生热量的主要设备,是反应堆冷却剂系统压力边界的一部分。其为抗震I类设备,须对其进行地震反应分析。本文建立了蒸汽发生器地震反应分析模型,地震反应分析模型包含汽水分离器组件和管束组件等内件。两个蒸汽发生器模型与一回路管道和压力容器串联,进行地震反应分析,获得地震载荷下的应力结果。同时,本文还就地震反应分析结果对各参数的敏感性做了研究,其中包括另一台蒸汽发生器、支撑、抗振条设置等的影响。研究结果表明,地震反应结果对设备支撑和抗振条设置特别敏感。本文总结了这些参数对分析和设计的指导性意见,供后续核电站蒸汽发生器设计和研发时参考和关注。     

地震作用下控制棒落棒历程分析及试验研究

为研究地震作用下的控制棒落棒历程,基于惯性阻力计算方法、粘性阻力计算方法及碰撞接触算法,以第三代核电先进型研发项目某堆型控制棒驱动线为背景,进行了地震载荷下的落棒历程计算。在多点激励试验装置上对该堆型驱动线1∶1样机进行地震试验,采用多频波法,在驱动线与反应堆的多处关联点施加地震载荷,包括运行基准地震（OBE）试验和安全停堆地震（SSE）试验。研究结果表明,各工况下落棒时间、落棒位移、速度和加速度时程的计算曲线与试验曲线符合较好。因此,本研究建立的研究方法能够为核电厂安全分析提供必要的分析方法。     

核电站1E级设备的抗震鉴定试验

在简略介绍了地震载荷特性之后,着重说明了模拟地震环境时要注意的一些问题。对地震荷载、持续时间、试验方向以及 OBE 和 SSE 试验要求等问题作了较详细的说明;最后,给出了试验实例.     

支承间隙对辅助管道地震分析的影响

在对核电站辅助管道进行地震应力分析时,通常忽略管道与支承间的间隙,但对于非固定约束的支承,管道与支承间的间隙是客观存在的.通过对大亚湾核电站PTR335-3/4″管道在地震载荷下,考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分析,研究了支承间隙对辅助管道地震应力的影响.结果表明,在地震载荷下,支承间隙对管道的应力分布、极大值的位置及大小均有较大影响,因此,在对辅助管道进行地震应力分析时,应充分考虑支承间隙存在的影响.     

先进压水堆一回路地震反应谱分析及参数敏感性研究

压水堆一回路系统包含压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器、主管道和波动管等重要部件,各部件在地震激励下的动态响应与整个系统的结构形式密切相关。本文从系统的角度,以非能动先进压水堆一回路为研究对象,运用ANSYS建立了其三维有限元模型,在模态分析的基础上,进行了三正交方向输入下的反应谱分析,得到了系统在地震载荷下的响应。并对反应谱输入角度和支撑刚度进行了敏感性研究,给出了这些特性参数对结构设计和分析的指导性意见。此外,通过直接积分法得到系统的地震时程响应,并与谱分析的模拟结果进行了对比,同时也为主泵等单个部件的详细地震分析提供位移、加速度输入。最后通过三维实体模型与集中质量模型抗震计算结果的比较,说明建立三维实体模型的必要性。本文为核电站一回路重要设备的结构分析提供了技术支持。     

福岛核事故后对我国核电厂应急控制中心抗震设防的思考

结合福岛核事故后对我国核电厂进行的核安全检查,分析了我国核安全法规关于核电厂应急控制中心的要求以及福岛核事故的经验教训,提出目前我国核电厂应急控制中心采用民用抗震设防标准进行抗震设防,无法保证在由地震引发的应急事故工况下应急控制中心的功能,应该适当提高其抗震设防级别。     

大亚湾核电厂反应堆厂房地震响应分析评估

大亚湾核电厂核反应堆厂房的抗震分析基本沿用法国M310型机组的标准分析方法（RCC—G）,对于土-结构相互作用（SSI）效应的考虑,采用简化的阻抗函数法。本文拟采用新的相对精确的基于Green函数的三维连续半空间边界子结构法考虑地基岩土的作用,进行SSI耦合系统的地震响应分析计算,并将计算的楼层反应谱（FRS）同设计值进行比较,对设计方法及其结果的趋向性（偏于安全／或不安全）进行评估。结果表明,与基于三维连续半空间边界子结构法的计算结果相比较,电厂设计偏于安全。     

Seismic probabilistic risk analysis based on stochastic simulation of accelerograms for nuclear power plants in the UK

This article presents an approach to probabilistically assess the seismic risk of nuclear power plants (NPPs) in the UK. The approach proposed is based on direct stochastic simulation of the seismic input to conduct nonlinear dynamic analysis of a structural model of the NPP analysed. Therefore, it does not require the use of ground motion prediction equations and scaling/matching procedures to define suitable accelerograms as is done in conventional approaches. Additionally, as the structural response is directly calculated, it does not require the use of Monte Carlo-type algorithms to simulate the damage state of the NPP analysed. However, it demands longer use of computer resources as a relatively large number of nonlinear dynamic analyses are needed to perform. The approach is illustrated using an example of a 1000 MW Pressurised Water Reactor building located in a representative UK nuclear site. A comparison of risk assessment is made between the conventional and proposed approaches. Results obtained are reasonable and well constrained by conventional procedures; hence, it can confidently be used by the UK New Build Programme in the next two decades to generate 16 GWe of new nuclear capacity.     

Methods to derive seismic fragility of NPP components: A summary

Seismic fragility of structure, system or component (SSC) is the probability of its reaching a limit state, for a given seismic demand. It is evaluated in terms of ground motion parameters, which is generally peak ground acceleration. Seismic fragility of a nuclear power plant (NPP) is derived from the fragility of its SSC. Seismic qualification, prerequisite for determination of seismic fragility of the SSC of a NPP, is conducted by either direct method involving analysis and testing; or indirect one involving experience based method. The paper surveys and summarizes the methods available to derive the seismic fragility of SSC(s) of an NPP, which are qualified by direct as well as indirect methods.     

基于随机模拟一致危险性谱的核电厂抗震性能分析

为改善概率地震危险性分析对震源传播特性考虑的不足,提出采用随机模拟与概率地震危险性分析结合的方法,充分考虑反应谱生成中震源机制、传播路径和场地效应等影响,生成更为精确的一致危险性谱。结合核电厂具体场地条件对场地近两千年的历史地震进行模拟,并生成同一超越概率下的一致危险性谱（UHS）。为了比较已有的厂址谱（SL-2）和安评报告中的UHS及美国RG1.60谱所生成的地震动对结构抗震性能的影响,以某核电结构为例,建立三维有限元模型,进行动力时程分析。结果表明：不同反应谱对结构的动力响应差别较大,UHS与SL-2对结构的响应较为接近,且略大于SL-2,但小于美国RG1.60谱。基于随机模拟方法生成的一致危险性谱可为核电厂抗震设计提供参考。     

考虑一致危险性谱的核电厂房结构振动台试验研究

为得到适合特定核电厂所需要的反应谱,考虑具体的场地条件及地震动参数,采用随机模拟方法与概率危险性分析相结合的方式,建立了生成超越概率为10-4的一致危险性谱（UHS）的方法。为进一步研究核电结构的抗震性能及UHS在实际核电结构中的适用性,设计和制作了1∶20的核电厂房结构模型进行振动台试验,采用2条天然波及UHS、厂址谱（SL-2）、RG1.60谱所生成的人工波对结构的响应进行比对分析。结果表明,不同地震波对核电结构的响应有所差异,UHS生成的人工波对上部结构加速度放大效应以及位移影响较大,对应的楼层反应谱幅值相对其他反应谱较高,进行结构及设备抗震设计时应予以考虑。      

Improvement of the seismic safety of existing nuclear power plants by an increase of the component seismic capacity: A case study

This case study produces the scenario earthquakes for an example nuclear power plant (NPP) site and suggests the effective seismic capacity of safety-related equipment and components which significantly contribute to a core damage to improve the seismic safety of an existing NPP by using a probabilistic safety assessment. The response spectra for the scenario earthquakes show greater spectral accelerations than those for the design response spectrum in the frequency range higher than about 12 Hz. In order to improve the seismic safety of an example NPP, the effects of the seismic capacity of safety-related equipment and components on the core damage frequency (CDF) are investigated, and their effective seismic capacities are determined. The results of the case study show that an increase of the seismic capacity of the equipment reduces the CDF considerably. The effective seismic capacities for the diesel generator, offsite power, condensate storage tank and battery rack are determined as 0.84, 0.35, 0.63 and 0.63 g, respectively.     

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.     

关于我国核电厂抗震设计基准的下限值

结合我国核电厂选址地震安全评价以及地震活动背景,对我国核电厂抗震设计基准的下限值进行了讨论。     

Methodology and results of the seismic probabilistic safety assessment of Krško Nuclear Power Plant

A seismic IPEEE (Individual Plant Examination for External Events) was performed for the Kr

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ko plant. The methodology adopted is the seismic PSA (probabilistic safety assessment). The Kr

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ko NPP is located on a medium to high seismicity site. The PSA study described here includes all the steps in the PSA sequence, i.e. reassessment of site hazard, calculation of plant structures response including soil–structure interaction, seismic plant walkdowns, probabilistic seismic fragility analysis of plant structures and components, and quantification of seismic core damage frequency (CDF). Relay chatter analysis and soil stability studies were also performed. The seismic PSA described here is limited to the analysis of CDF (level 1 PSA). The subsequent determination and quantification of plant damage states, containment behaviour and radioactive releases to the outside (level 2 PSA) have been performed for the Kr

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ko NPP but are not further described in this paper. The results of the seismic PSA study indicates that, with some upgrades suggested by the PSA team, the seismic induced CDF is comparable with most US and Western Europe NPPs located in high seismic areas.