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一般工程中,只给出了对应有限个阻尼比的反应谱值,其他阻尼比所对应的反应谱值没有明确给出,而实际抗震分析过程中需要这些反应谱值作为输入数据。所以,有必要对这些阻尼比对应的反应谱值进行补充,以便在抗震分析中应用。对于没有明确给出的反应谱值,可通过插值方法得到,反应谱对阻尼比插值有两种常见方法即线性插值法和指数插值法。由于计算反应谱的杜哈梅积分是1个包含阻尼比的指数函数,所以对阻尼比的插值函数通常采用指数形式。 相似文献
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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。 相似文献
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分析AP1000设计地震反应谱(CSDRS)与各相关导则中定义的反应谱的对应关系,指出在特定厂址评价中,应基于同一标高比较厂址特定设计反应谱(SRS)和AP1000 CSDRS。基于5种设计场地模型将AP1000 CSDRS反演至设计基岩处和核岛结构基础底部,计算得到设计基岩处和结构基础底部的AP1000设计谱。计算结果表明,AP1000 CSDRS不能包络已有核电厂核岛结构抗震设计采用的0.2g标定的RG1.60的设计反应谱;若在非硬质基岩场地建造AP1000核岛结构,应进行AP1000 CSDRS的保守性分析。 相似文献
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根据18-5临界装置某机柜抗震试验分析的要求,利用ANSYS大型通用有限元程序,建立临界装置厂房结构的有限元模型。在其地基处输入给定的位移时程,对结构进行动力分析,计算得到厂房结构中机柜位置处的位移时程、加速度时程等力学量。用该关键位置处的加速度时程计算其相应的加速度响应谱,分别给出了运行基准地震(OBE)和安全停堆地震(SSE)作用下该厂房标高3.50 m主控制室位置处阻尼比为2%、4%、5%和7%的楼层响应谱。 相似文献
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田金梅 《核工程研究与设计》2007,(2):50-53
阐述了抗震计算的基本原理,分析了地震响应的影响因素,并结合实例分析了地震谱峰值位置变化和地震谱大小变化对抗震计算结果的影响。分析结果表明,如果设备的前几阶频率接近厂房的固有频率,那么地震对此阶模态响应的放大作用是非常显著的,这些模态响应对整个结构响应起到主要贡献作用。此外,对同一设备,地震谱值的变化规律与抗震计算结果的变化规律相同。 相似文献
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核安全审评中的竖向地震反应谱 总被引:1,自引:0,他引:1
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. 相似文献
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《核动力工程》2015,(6):70-74
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。 相似文献
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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。 相似文献
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美国核管会标准审查大纲(SRP)3.7.1节要求,核电厂结构、系统和部件(SSCs)抗震设计时程需同时满足包络设计反应谱和匹配设计反应谱的目标功率谱密度(PSD)的要求。本文结合2014版SRP 3.7.1,对匹配设计反应谱的目标PSD的确定方法进行介绍,并根据其算法编写相应的计算程序,通过算例分析对程序结果进行验证。结果表明:计算所得RG1.60谱、美国中东部和西部基岩厂址谱的目标PSD与SRP 3.7.1结果具有较好的一致性,且基于本文所得目标PSD和三角级数叠加法所构造的加速度时程反应谱与设计反应谱匹配良好。本文所给出的目标PSD的确定方法可为核电厂抗震设计时程的PSD检验提供重要依据,且采用本文方法生成目标PSD,设计时程的PSD检验仅需包络该目标PSD的70%。 相似文献
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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%。 相似文献
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国家核安全局于1995年发布了《核设备抗震鉴定试验指南》(HAF·J0053),对我国核设备抗震鉴定工作起到了很好的指导作用.《指南》的“多频波法”要求“由每个人工加速度时程计算出的在频率0.3Hz至24Hz范围内的功率谱密度(PSD)曲线必须包络由要求反应谱计算出的对应频率范围的功率谱密度80%的曲线”.但如何根据“要求反应谱”推导出具有合理保守性的可接受的“功率谱密度”是至今尚未解决的问题,这给核安全监管工作带来很大困惑.本文首先从编制《指南》的主要参考蓝本入手,分析了功率谱密度要求的意义及必要性;然后从反应谱和功率谱密度的定义和计算方法着手,结合“合理保守性”的监管原则,探讨从“要求反应谱”推导“最低可接受功率谱密度”的方法;最后,对我国今后相关的规范标准制定和修订工作以及核安全监管工作提出建议. 相似文献