核电厂设备抗震设计标准功率谱密度的生成方法

对于核电厂设备抗震设计的输入地震波,通常要求其同时包络目标反应谱（RRS）和标准功率谱密度（PSD）,然而目前国内外对标准PSD缺少统一的算法。在美国核管会标准审查大纲（SRP）3.7.1建议的标准PSD生成方法基础上,优化了迭代过程,提出了一个改进的标准PSD合成方法,并在2个核电设备RRS算例上实现了该方法。结果显示改进的标准PSD生成方法与RRS匹配程度较高,同时计算快速、简便,收敛精度与基于随机振动理论方法计算的结果相似,此法可以作为核电厂设备抗震设计输入人工地震波的标准PSD检验依据。      

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。     

基于统计的核电厂地震裕量分析建议反应谱

基于美国新一代地震动衰减关系(NGA)数据库中350条基岩强震动加速度记录数据,以及我国汶川M_W7.9地震和芦山M_W6.6地震中获取的14条基岩强震动加速度记录,获得可用于核电厂地震裕量分析的基岩水平向加速度反应谱谱型。获得的反应谱充分考虑了地震规模(震级)对地震动反应谱频率成分的显著影响,在核电厂地震裕量分析中可以考虑厂址所处地震构造环境对输入地震动反应谱谱型的影响。相对于RG1.60谱,给出的反应谱能够更加可靠地反映近场中强地震产生的地震动高频成分。     

核电厂核2级承压管道抗震设计规范对比分析

RCC-M、ASME(2007版)及GB 50267-97为目前核电厂设备、系统、部件设计所遵循的主要技术标准,3者对核电厂部件的分级基本相当,在核2级承压管道设计方面的规定内容相似但不完全相同.在地震输入方法上,GB 50267-97、ASME(2007版)及RCC-M基本相同,GB 50267-97中硬土场地的水平...     

核设施的设计地震反应谱

通过将IAEA技术文件TECDOC 1347推荐的核设施标准设计反应谱与RG 1.60标准设计反应谱及GB 50011-2001规范中推荐的设计反应谱进行对比,分析说明各设计反应谱的特点.本文分析结果为核设施设计中适当选择设计反应谱提供参考.     

核设备抗震鉴定试验中功率谱密度检验方法分析评估

为满足核设备抗震鉴定试验中输入运动的功率谱密度(PSD)要求,基于对规范背景和目标PSD算法的调研以及典型算例的对比分析,对PSD的检验方法进行分析评估。结果表明,检验PSD最为直观的方法即对比输入运动PSD与目标PSD;根据各类目标PSD算法的结果精度、保守性及其规范依据,推荐使用2014版美国核管理委员会标准审查大纲(SRP)3.7.1节附录B中人工合成时程的方式来计算目标PSD:虽然该算法通常适用于核电厂的厂址设计反应谱,但对于设备抗震鉴定反应谱,仅需将人工合成时程的目标反应谱替换为鉴定反应谱即可;采用本文推荐方法计算目标PSD时,设备抗震鉴定输入运动的PSD检验应与SRP 3.7.1保持一致,即在0.3 Hz到目标反应谱的最高截断频率范围内包络目标PSD的70%。     

拟合核电厂设计反应谱及峰值位移的地震动调整方法

提出一种以核电厂设计用伪速度反应谱及峰值位移为拟合目标的地震动调整方法。该方法基于样条小波的快速分解与回复算法,将实际地震加速度记录应用2阶基数B-样条小波进行分解,以识别对峰值位移、峰值加速度影响最大的小波分量;并在此基础上,通过改进地震动调整的小波分析法与时域叠加小波函数法,实现对目标反应谱及峰值位移、峰值加速度的同时拟合。算例分析结果表明,该方法具有较高的拟合精度。     

基于广义条件谱的某核电厂安全壳多元地震易损性分析

本文基于我国场地广义条件谱,对我国某核电厂安全壳进行了多元地震易损性研究。给出了我国场地向量型概率地震危险性分析与分解理论,提出了我国场地广义条件谱生成方法和步骤,生成了我国算例厂址广义条件谱,选取了场地相关地震动记录,基于多元地震易损性分析方法,生成了算例厂址安全壳结构多元地震易损性曲面。分析结果表明：核电厂安全壳地震易损性分析结果对多个地震动强度参数都较为敏感,基于增量动力分析等解析地震易损性方法,能够得到更为精细化易损性分析结果。考虑多个地震动强度参数的地震易损性分析结果,可为更为精细化核电厂地震风险提供研究基础。     

核电厂楼层谱抗震计算的场地模型及其影响分析

结合结构-地基动力相互作用数值分析的最新发展,在集总参数场地动力简化模型的框架内,提出了一种便于非均质场地条件采用的核电站厂房时频域动力分析的新模式。该模式利用谐响应法求解场地真实频域动阻抗曲线,利用混合变量模型保证频域动刚度的时域无损转换,实现楼层谱的全时域计算。最后,以某百万千万级核电站反应堆厂房的抗震分析为例,开展均质与非均质场地条件下动刚度及上部结构楼层谱计算的对比研究,验证了该分析方法的精度与应用效果。计算结果表明,比较均质场地条件,水平成层非均质场地条件下竖直方向楼层谱峰值有较大幅度改变,必须在核电抗震安全评价中加以重视。     

遗传算法分解脉冲堆积谱及其谱计数修正

应用遗传算法对S-K数字高斯成形重叠脉冲分解的研究与分析。根据核事件与核信号时间间隔的统计特性,提出了成形方法中产生脉冲堆积概率的计算公式和脉冲堆积丢弃概率公式,概率的计算估值误差为±0.22%～±0.24%,结合脉冲堆积概率,量化出了该分解方法对原谱的计数相对于堆积直接丢弃所能达到的能谱计数修正效果。     

核动力厂抗震设计要求的变化

比较了国际原子能机构(IAEA)新版的安全导则"Seismic Design and Qualification for Nuclear Power Plants"(NS-G-1.6)与老版的50-SG-D15以及我国的核安全导则"核电厂的抗震设计与鉴定"(HAD102/02)之间的变化,分析了其变化的背景.就其在我国的可实施性,提出了看法和建议.     

多点响应谱抗震分析在核电设备中的应用

介绍单点响应谱法和多点响应谱法的求解原理,并以新燃料升降机为例,应用ANSYS软件,采用多点响应谱法进行抗震分析,并与单点响应谱法的抗震分析结果进行对比。结果表明,单点响应谱法的计算结果偏大,而多点响应谱法的计算结果更加合理,为这种类型的核电设备的抗震分析提供了一定的参考。     

核设施抗震设计中的设计地震反应谱

对于除核电厂以外的其他核设施,国际原子能机构的技术文件中推荐使用一组适用于不同场地情况的标准设计反应谱。通过研究分析其特点,并将GB50011-2010规范中推荐的设计反应谱与其他核设施反应谱相对比,为核设施设计中适当选择设计反应谱提供参考。     

核安全审评中的竖向地震反应谱

介绍了民用核设施抗震设计的基本要求.从地震反应谱的基本概念入手,分析了核安全审评中应该关注的厂址地震反应谱和设计地震反应谱.从区分绝对反应谱和相对反应谱入手,剖析了竖向地震反应谱和水平地震反应谱之间的区别及联系,并就我国目前实际情况,对厂址竖向地震反应谱的确定提出了建议.     

核电厂抗震系统的耦合性分析

核电厂设施是由构筑物、管系、设备和部件(SSCs)等组成的十分复杂的系统,抗震I类设施的抗震设计分析是在安全停堆地震(SSE)设计基准事故下确保核电厂安全的重要措施之一。为了将核电厂中复杂的构筑物、系统、部件的抗震分析开展得全面、可靠又深入,最有效和通用的方法是在抗震分析中将整个构筑物、系统、部件合理地分解成若干抗震主系统和子系统。本文从将主、子系统简化为二自由度的基本振动原理出发,论证主、子系统解耦的条件,证实了美国核管会安全分析报告标准审查大纲3.7.2中提出解耦条件的依据。同时又论证了耦合系统中将子系统独立解耦并进行抗震分析时所必须满足的必要条件。本文的结论可为核电厂抗震设计分析工程师以及安全评审人员提供一个重要的设计分析及评审依据。     

核电厂管线上设备地震加速度响应放大系数评估方法与应用

为了方便快捷地确定核电厂管线上设备的地震载荷,基于弹簧-质量模型、管线与安装于管线上的刚性设备的关系,提出了评估管线对设备的地震加速度响应放大系数的方法,以及该评估方法在确定设备抗震鉴定地震输入方面的应用方法,并通过有限元模型对该评估方法和应用予以了验证。结果表明,该评估方法在确定管线上设备抗震鉴定地震输入方面提供了易于操作又不至于太过保守而降低经济性的可行的应用办法。      

核电厂地震PSA中HRA方法研究

在调研外部事件人员可靠性分析（HRA）的发展历史及方法缺陷的基础上,研究了当前国内外外部事件HRA技术标准,并以某核电厂地震概率安全评价（PSA）中的人因事件为研究对象开展方法研究,说明了地震场景HRA与内部事件HRA的不同点,明确地震人员响应的流程,阐述地震场景下HRA方法,使其得到的分析结果更加接近外部事件的实际情况,并可为外部事件PSA的开发提供技术依据。