考虑知识不确定性的核电厂地震易损性概率模型研究

考虑知识不确定性的地震易损性模型公式是核电厂地震易损性分析的理论基础,包括具有置信度的易损性公式和平均值易损性公式。本文分别对两类公式进行了推导,分析了公式中参数的相互关系,研究了基于两类易损性公式分别得到的高置信度低失效概率值的关系。分析结果表明:基于易损性的不确定性角度的公式推导丰富了具有置信度易损性公式的内涵;对于具有置信度的易损性模型公式,失效概率与置信度服从某种分布,且两类不确定性对失效概率具有不同影响;两类不确定性的对数标准差取值相近时,两类高置信度低失效概率能力值近似相等。     

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。     

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。     

核电厂主设备在地震加失水事故下的结构反应分析研究

核电厂主设备是核电厂的关键设备.对反应堆堆内构件、控制棒驱动系统、燃料组件和蒸汽发生器传热管等设备进行地震加失水事故联合作用下详细的动力分析与评定,是核电厂设计规范和安全审查的要求.上海核工程研究设计院在主设备的地震加失水事故下反应分析和试验研究的基础上,将主设备作为一个总体进行分析,从而形成一个完整的分析和评定系统.该研究成果已应用于秦山、PC两座核电厂的设计分析和安全评审中,对我国自主开展百万级先进压水堆核电厂主设备在地震加失水事故下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景.     

核电厂电气厂房地震响应敏感性分析

利用人工地震波生成算法,探讨考虑土壤-结构相互作用的核电厂电气厂房地震响应动力分析模型和计算方法。通过比较楼层反应谱,研究岩土材料参数和载荷的不确定性对结构响应的影响。结果表明:岩土材料参数对核电厂电气厂房地震响应的影响更大,单一岩土材料参数下计算得到的拓宽后的楼层反应谱不能完全包络参数变化带来的地震响应差别。即使最终的反应谱大于或等于各种不同岩土参数下的楼层反应谱,仍有必要对不同岩土参数下的楼层反应谱做包络。     

核电厂房三维有限元模型考虑土-结构相互作用的简化方法

为将集总的半无限地基动刚度等效离散给三维厂房结构的筏板基础,借鉴简化的集中质量厂房模型考虑土-结构相互作用(SSI)分析方法,通过力矩等效,推导三维厂房结构考虑SSI的弹簧-阻尼器等效离散模型,并通过模态分析和动力时程分析验证了此等效离散方法的正确性和合理性。这种第一步求解集总的地基动刚度,然后基于通用的有限元软件在三维厂房筏板基础施加弹簧-阻尼器的方法,相对于其他人工边界法更简便易行,便于工程应用。     

非基岩核电厂结构地震响应振动台试验研究

为研究在非基岩场地条件下核电厂结构的适用性和地震响应特征,以CAP1400型核电厂结构为例,开展非基岩场地核电厂结构振动台试验。结果表明:模型场地对各方向上的地震动均放大,场地反应谱低频部分受结构影响较大;在低于基准地震动作用下场地出现裂缝,在设计基准地震动作用下结构与土体分离。试验结束后,场地表面裂缝连通,结构无裂缝,地基失稳破坏。核电厂结构地震响应受场地条件的影响明显,在进行核电厂结构地震响应分析时应考虑场地条件和进行土-结构相互作用(SSI)分析。     

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。     

核电楼层谱参数不确定性影响的评价方法研究

考虑场地与结构参数不确定性的动力影响,是各国核电抗震规范的共同要求之一。规范中建议了2种参数不确定性的分析方法:一种是对确定性方法获得的楼层谱计算值直接进行不确定性处理;另一种是采用蒙特卡洛方法建立样本空间,对响应结果集进行概率统计分析。这2种方法均体现的是不确定性参数的综合影响,无法甄别其中某类参数的不同影响与贡献程度。为明确不同类别的不确定性参数的具体贡献,基于统计学原理,提出一套核电楼层谱分析中不确定性参数影响评价的综合指标,主要有相关性系数、回归斜率系数和Tornado摆幅等。这些指标可从不同角度,分析结构参数不确定性对楼层反应谱的影响与贡献程度,得到不同参数的敏感性影响排序。     

基于地基土等效线性的三维厂址反应分析

随着核电厂选址条件的日趋复杂化,土-结构相互作用（SSI）成为核电厂抗震分析需要考虑的重要因素之一。目前经典的自由场厂址反应分析采用的是一维层状地基土的分析,比如SHAKE91、EERA和SASSI等,很难考虑土层的非均质层状因素。因此随着核电安全的监管要求越来越高,抗震的精细化分析成为趋势。本文采用有限元程序ABAQUS编写的UMAT材料子程序,实现了基于地基土材料的等效线性,开展均质层状土的三维自由场厂址反应分析。其计算分析结果与SHAKE91计算结果进行对比表明,在均质层状土条件下吻合较好。因此,本研究为求解复杂非均质地基条件的SSI分析提供了良好的工程适用性。      

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。     

核电厂负刚度阻尼隔震结构的地震响应研究

隔震技术能有效减小核电厂上部结构的加速度响应,但强地震作用下隔震层位移过大会导致管道断裂。本文基于曲面运动原理及预压弹簧伸缩特性提出了一种负刚度阻尼系统,通过球铰在拱球面曲线运动实现负刚度特性,并在弹簧压缩方向提供黏滞阻尼性能。提出了负刚度系统的理论恢复力模型并进行了力学特性分析,设计了负刚度装置并完成了静力试验,结果显示理论恢复力模型与试验结果的一致性较理想。将核电厂负刚度阻尼隔震结构与核电厂隔震结构进行了地震响应对比分析,比较了不同地震波输入下的地震响应。结果表明负刚度阻尼系统可有效同时减小核电厂上部加速度响应和隔震层位移响应。     

核电厂地震分析综述

扼要地概述了核电厂结构、系统和部件的地震分析全过程，包括厂址地震载荷的确定，分析系统的划分，数学模型建立，计算方法和结果的分析、处理等。对其中主要环节作了比较详细的评述。此外，简要介绍了地震载荷与其它载荷的组合。     

核电站环形吊车抗震计算分析

应用有限元分析软件ANSYS建立了核电站环形吊车结构的三维计算模型,在模态分析的基础上,以环形吊车所在的安全壳标高40.0 m处的地震反应谱作为输入,对环形吊车结构进行了地震响应分析计算.计算结果表明,地震动作用下环形吊车的垂直位移和应力响应比较小,但水平位移和应力响应比较大,原因是环形吊车水平方向1阶弯曲振动固有频率位于水平地震反应谱最大值频率区间附近;环形吊车结构在地震动作用下能满足抗震设计强度要求,应力集中处的最大应力小于材料屈服极限.     

AP1000核电厂海水循环泵地震响应分析

针对AP1000核电厂大型双基础立式循环泵机组结构,以安全停堆地震作为设计地震载荷输入,采用响应谱法对海水循环泵在地震载荷下的动态特性和响应进行分析,并对其在安全停堆地震工况下的可运行性进行评估。结果表明,该泵的1阶自然振动频率约为17.5 Hz,其低阶振型以泵体结构的横向弯曲振动为主。根据响应谱分析与静力分析叠加的结果,地震工况下的泵体最大组合应力为173 MPa,最大变形量为4.4 mm。     

接触爆炸荷载作用下核电站安全壳的动力响应分析

在现代战争中或遭到恐怖袭击时,核电站极有可能遭受精确制导装药的直接打击核电站安全壳是防止放射性物质向环境释放的大体积预应力混凝土筒壳结构,是特殊环境条件下的重点防护目标。根据核电站安全壳的结构形式．采用流固耦合算法,对装药接触核电站安全壳表面爆炸时,爆炸冲击作用下安全壳的动力响应进行了数值模拟,得出了装药接触爆炸时结构的破坏情况以及应力分布规律;数值模拟结果可为核电站在战时的安全防护对策制定提供参考依据。     

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。     

核电厂设备抗震鉴定的审评

介绍了核电厂设备抗震鉴定的标准和要求，鉴定的范围、步骤、方法和程序，以及抗震鉴定审评所依据的准则。详细论述了抗震试验鉴定中所采用的具体实施程序，并通过审评实践对核电厂设备抗震鉴定中常见的一些问题也进行了探讨。