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福岛核事故揭示了外部自然灾害引发严重核事故的可能性,为核工程界敲响了警钟。因此,对我国运行和在建核电厂址逐步开展了抗震裕度评价(SMA)或地震概率安全评价(SPSA)工作。本文针对地震危险性分析在核工程应用中存在的问题,从设计基准地震动的确定、核电厂地震概率安全评价、超设计基准地震动安全分析3个方面进行了研究。设计基准地震动确定方面,目前存在的主要问题是某些核设施厂址确定论方法和概率论方法评价结果的显著差异。本文以我国的一些核电厂址为例,分析了确定论和概率论方法评价结果的控制性因素,分析结果表明,反应谱的周期较小时,主要受距厂址较近的发震构造(地震构造区)、潜在震源区控制;随着反应谱周期的增大,距厂址较远的区域性发震构造、高震级潜在震源区的影响逐步增大。通过分解变量MRs对地震动年平均超越概率(HT4)的相对贡献,给出了变量的边际分布和联合分布,说明了变量的分布特征,指出了评价结果差异的主要影响因素为单位面积上高震级档地震年平均发生率和衰减关系的截断水平。根据核设施结构基于性能抗震设计方法的应用要求,以地震引起堆融的年平均概率为目标,推导了反应谱调整系数公式,根据推导结果和中美两国厂址地震危险性曲线变化趋势的对比分析,建立了适用于我国的核设施结构抗震设计反应谱调整系数的近似公式。核电厂地震概率安全评价中的主要问题是概率地震危险性分析中的不确定性处理和表达。论文分析了地震动预测模型截断水平对概率地震危险性分析结果的影响,讨论了厂址地震危险性分析结果的分布形式;验证了随机振动理论方法的适用性,采用随机振动理论方法研究了土层地震反应分析中土层剖面模型参数的不确定性对评价结果的影响;介绍了美国中东部地区概率地震危险性分析认知不确定性处理采用的逻辑树方法,实现了逻辑树模型中多方案的权重确定方法,讨论了该方法的适用范围。关于认知不确定性处理,针对逻辑树模型在实际工程应用中存在的逻辑问题。基于稳定大陆地区最大震级和高震级档地震年平均发生率的研究进展,随机生成完整的地震目录,从中进行小样本抽样,分析了6值和高震级档地震年平均发生率的分布范围,研究了逻辑树模型中相互关联节点分支间的组合问题。根据稳定大陆地区最大震级先验分布的研究成果,利用破坏性地震目录计算似然函数,采用Bayesian方法,初步估计了对我国内陆核电厂址有重要影响的长江中游地震带最大震级的分布。关于抗震裕度评价中的抗震裕度地震确定问题,分析了我国核电厂址的地震危险性背景和不同堆型的抗震设计特点,以某核电厂址为例,采用多种方法确定了抗震裕度地震。根据分析计算结果,按照抗震裕度评价的目的、厂址地震危险性特征、堆型的抗震设计特点,给出了适用的方法和抗震裕度地震谱型。 相似文献
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用确定性法和综合概率法给出沈阳低温核供热站厂址基岩地面运动峰值加速度和加速度反应谱，并和标定的RG1．60谱和HAF0101(1)谱及国家核规范谱作了对比，表明厂址谱整体上比RG1．60谱要低；概率法厂址谱在较短周期(小于0．3s)部分明显低，在较长周期(大于0．35s)部分略高。本文研究为类似地震地质条件区域的核电抗震设计积累了新经验，并作了有益探索。 相似文献
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沈阳2×200兆瓦低温核供热站厂址基准地面运动参数的确定 总被引：2，自引：0，他引：2
本文在综合厂址、近区域及区域地震地质资料的基础上,根据有关规范的要求,采用地震构造法、最大历史地震法和概率法分别计算了沈阳2×200兆瓦低温核供热站厂址的极限安全地震动SL-2,计算结果分别为200Gal、125Gal和170Gal。取三者最大值,厂址SL-2应当是200gal。厂址基岩地面运动SL-2水平向加速度反应谱取确定性法和概率法计算曲线的外包线作为用于厂址的基岩加速度反应谱。 相似文献
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在核电站中:核电设备通过不同的固定条件与结构相连,地震作用时设备与结构动力相互作用复杂,为分析核电设备多维地震响应并鉴定其抗震性能,进行了考虑不同固定条件的核电设备多维地震响应振动台试验研究。振动台试验进行了5次运行基准地震和1次安全停堆地震的动力时程激振,以及试验首末2次动力特性测试。试验结果表明:不同固定条件会影响核电设备多维地震响应的加速度峰值、反应谱特性和动力放大系数,与设备直接固定于振动台相比,将核电设备悬挂固定于剪力墙再与振动台连接的固定条件,改变了设备反应谱特性,且放大了响应的加速度峰值,具有显著的动力放大效应,使核电设备多维地震响应更为强烈。因此,对此类固定条件的核电设备,在产品设计及安装固定时要充分考虑动力放大效应,以提高设备的抗震韧性。抗震试验前后,核电设备功能运行正常,结构完整性好,抗震性能满足要求。 相似文献
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核电厂标准化设计方法是节省核电建设成本的重要手段，开展非岩基厂址地基标准化设计地基模型的研究对拓宽核电厂地基适用范围有重要意义。首先，基于国内外典型软质岩和硬土厂址动参数的调研数据进行数理统计分析，归纳动参数随深度的变化规律，并通过归一化分析得到地基剪切波速剖面特征曲线，从而确定初步的标准化地基模型；进而，基于SuperFLUSH/2D Ver6.0软件开展初步标准地基模型的地震反应分析，以最大加速度随深度变化与加速度反应谱为考量指标探究动参数变化对于地震反应的影响程度及规律；最后，依据初步地基模型的剪切波速剖面的相似性及包络性，定义软质岩和硬土厂址条件下的核电厂标准化地基模型，并给出相应的动参数合理取值。该模型及研究成果可为我国“核电走出去”战略中主力堆型的核电厂标准化设计提供重要的参考。 相似文献
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《地震工程与工程振动》2015,(3)
本文依据SASSI用户手册提供的核岛上部结构模型及典型场地建立分析模型,分别选取如下记录作为基岩地震输入:(1)汶川记录中一组有规律随震中距变化的基岩记录;(2)美国RG1.60目标谱相匹配的长滩LBNS记录调整合成的基岩地震记录;(3)我国核抗规HAD101/01目标谱相匹配的H-E08230记录调整合成的基岩地震记录。采用时域显式内域结合人工边界的算法及程序计算地震反应,主要对比我国HAD101/01及美国RG1.60标准获得的核电结构反应谱的差异,进一步与汶川记录反应结果对比,探讨其与我国基岩目标谱获得结果的差异。同时本文还讨论了震中距及土与结构相互作用(SSI)对核岛结构基础反应谱及楼层谱的影响。 相似文献
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核电厂在遭遇超设计基准地震时需要考虑安全停堆,以避免造成核泄漏事故。采用地震动的峰值加速度参数(PGA)作为判别停堆的参数具有一定的局限性,PGA参数不能反映地震动的频谱和持时特征,因而可能引起不必要的停堆。针对此问题,基于我国本土大量实际强震记录,遴选出7种典型的工程相关地震动参数,进而基于地震烈度指标,分析发现地震动的标准累计绝对速度参数能更好地表征地震对核电厂的整体潜在破坏能力,适合作为判别停堆的参数,然后提出两种确定预警参数阈值的方法,最终建议考虑我国强震数据特征的核电厂判别停堆的预警参数阈值,为我国核电厂的地震安全停堆参数的确定提供了参考。 相似文献
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AP1000抗震分析与设计特点研究 总被引：2，自引：0，他引：2
对AP1000抗震分析与设计的主要特点进行分析,并将这些特点同现有核电站的设计状况和我国潜在厂址的情况进行对比.研究侧重于抗震分类、抗震设防水准及设计地震、地基岩土条件、抗震裕度分析等几个主要方面.通过研究,把握AP1000抗震分析与设计的主要特点,对其设计特点和适应性加深理解,并提出需要继续跟踪研究和关注的问题.研究成果可以为后续研究和AP1000堆型的工程引进提供参考和基础素材.其中关于抗震裕度分析的研究内容对于在我国开展在役核电厂的地震安全评估和3级PRA分析亦有借鉴意义. 相似文献
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某高温气冷堆核电厂结构地震反应分析 总被引：4，自引：3，他引：1
以某高温气冷堆核电厂结构为原型,利用有限元软件建立三维结构实体模型,开展了模态分析和弹性动力时程分析的数值计算,以探讨某高温气冷堆核电厂的结构特性和抗震性能,并重点分析了在三向地震动作用下高温气冷堆核电厂的加速度、位移反应时程和楼层反应谱.总体上看,高温气冷堆核电厂在两个水平向的刚度比较均匀,楼层反应接近,布局较为合理;在三向地震动作用下,顶层中心点的竖向楼层反应均明显大于两水平方向楼层反应,因此在高温气冷堆核电厂结构设计中,应关注竖向地震动对核电厂地震反应带来的不利影响. 相似文献
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《地震工程与工程振动》2016,(4)
为了研究地震作用下AP1000核电厂重力水箱的减震作用。本文基于任意拉格朗日欧拉流固耦合算法,建立AP1000核电厂屏蔽厂房重力水箱8种水位工况的全耦合精细有限元分析模型,分析满足RG1.60反应谱的核电人工波作用下重力水箱的动力响应,参数化分析屏蔽厂房不同位置的加速度和位移响应与水箱水位高度、空气高度、水位高度比以及水箱振荡频率之间的相互作用规律和机制,探究核电厂重力水箱的最优减震水位。计算结果表明:在满足核电厂供水的条件下,当水位为工况3,水位高度为8.8 m,水位高度比为0.75时,AP1000核电厂屏蔽厂房动力响应最小,减震效果最优。 相似文献
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为了分析软土地基－筏基础核电厂房结构地震反应规律和特征,利用地震模拟振动台开展了软土地基－筏基础－核电厂房动力相互作用问题的试验研究。分别进行了表面水平土体模型和表面凹陷土体模型的运动相互作用试验、地基土－筏基础－核电厂房振动台相互作用试验、核电厂房直接固定在振动台面上的刚性基底振动台试验。试验采用圆形叠层剪切模型箱,地基土模型为某工程场地的均匀粉质粘土,其剪切波速为213 m/s;核电厂房简化为3层框架剪力墙结构模型。试验输入波形为美国核电规范常用的RG1.60反应谱合成得到的人工地震动时程。振动台试验结果对比分析表明:土－结构体系中系统的振动周期和阻尼明显大于刚性基底下结构的振动周期和阻尼;相同地震作用下在土－结构动力相互作用体系中结构加速度明显小于刚性基底下的结构加速度反应;而位移明显大于刚性基底下结构的位移。本文的研究成果可为软土地基建立核岛厂房的适应研究提供参考。 相似文献
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为研究AP1000核电厂基底隔震性能,设计了缩尺比为1/40的AP1000核电厂模型结构,进行了AP1000核电厂模型基底隔震振动台试验。试验中采用铅芯橡胶隔震支座进行隔震,并选取RG1.60人工波、El Centro波和Kobe波作为地震动输入。本文从加速度响应、楼层加速度反应谱、加速度峰值放大系数、减震率等方面对隔震与非隔震核电厂结构的地震响应特性进行了研究。试验结果表明:隔震能明显减小上部结构水平向加速度响应和加速度反应谱峰值,而在隔震频率处隔震模型加速度反应谱有所增加;隔震模型由于摇摆效应在隔震频率处的水平向楼层加速度反应谱随楼层高度的升高先减小后增大;在三向输入地震动作用下,隔震和非隔震AP1000模型各楼层在竖向基频附近的竖向加速度反应谱较竖向输入的地震动放大较为明显。 相似文献
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某核电厂为满足建设、运营及特殊情况下的应急需求,拟建应急通道桥,其抗震安全十分重要。本文介绍了考虑桥-桩-地基的三维整体精细化模型的有限元动力时程分析方法,计算桥梁在SL-1(运行安全地震动)和SL-2(极限安全地震动)地震作用下地基典型断面、T梁以及墩柱的动力响应。结果表明该方法能直接处理土的非线性问题以及方便的考虑地基辐射阻尼作用,同时可以精细模拟T梁和盖梁间的支座接触。三维计算采用自主开发的GEODYNA高性能软件平台,计算效率较高。该方法可为核电厂桥梁抗震设计提供参考。 相似文献