考虑地震动不确定性的核电厂楼层反应谱分析

核电厂的楼层反应谱对评价核电结构和设备的抗震安全性具有重要意义.核电设计中一般采用确定性的方法计算楼层反应谱,实际上,地震的发生具有明显的随机性.根据我国地震影响区和厂址地震发生概率的特性分析,采用Monte Carlo概率统计方法,研究了地震动的不确定性对核电厂结构地震响应的影响.实际算例的计算结果表明,在满足90%保证率的前提下,考虑地震动不确定性计算的楼层反应谱将比按确定性方法计算的楼层反应谱在峰值频段有较大幅度的降低.研究结果将加深对核电设计保守性的了解.     

考虑土-结构相互作用的隔震结构楼层反应谱分析

非结构构件常在大震甚至中小地震中发生损坏或中断工作,造成巨大损失。目前主要是通过建立楼层反应谱来考虑非结构构件的安全和运作。通过模态分析对隔震体系进行解耦,并考虑与地基土相互作用的条件下,推导出非结构构件的运动方程,从而建立楼层反应谱,并对不同性质的地基土、隔震装置和非结构构件中不同阻尼比对楼层响应的影响进行分析。结果表明,增加隔震装置并不一定能减小非结构构件的地震响应,对阻尼比较小且周期较长的非结构构件来说反而是不利的。     

有控互连结构体系的楼层反应谱分析

应用等效最优控制方法对互连结构体系被动控制器的刚度参数和阻尼参数同时进行了优化,并在此基础上,建立了安装有次结构时有控互连结构体系的动力学模型,研究了控制器参数优化设计结果对次结构楼层反应谱的影响,得出一些有参考价值的结论.     

复杂竖向混合结构的交界面楼层反应谱分析

为了了解中国航海博物馆工程这一包括钢结构和混凝土结构的复杂竖向混合结构的地震响应特点,利用ANSYS程序对该工程进行了抗震分析,分析中采用了谱分析法和时程分析法,并求出了该混合结构的交界面楼层反应谱.计算结果表明:结构变形满足规范限值,下部混凝土结构对地震动输入有放大作用,使得钢网架底部加速度输入远大于地震地面运动加速度,建议上部钢结构单独进行抗震设计时,采用多条地震波输入下的楼层反应谱的包络作为设计地震输入谱.     

核电结构设计中参数不确定性对楼层谱计算影响分析

核电厂房的楼层反应谱是核电结构和设备抗震设计的依据．采用通常的确定性的方法计算只能选择可能性比较大,但又相对比较保守的荷载和结构参数进行分析,对计算结果反映实际的程度很难作出可靠的判断．在动力相互作用分析的基础上,针对核电结构设计中的参数不确定性问题,采用基于蒙特卡罗模拟的概率统计法进行楼层反应谱的分析．这种方法可以适应性能参数概率密度函数的各种不规则变化,在概率统计基础上获取不同置信率的响应结果．数值算例表明,该模型合理,计算结果可以对传统的确定性分析结果进行置信率的定量判断,进而对传统确定性方法设计的核电结构安全性有更深入的了解．     

考虑土-结构相互作用体系地震反应谱分析

考虑相互作用体系地震分析中,人工边界的施加是一个关键问题.重点介绍了黏-弹性边界在SAP2000的实现方法.以一个框架为例计算了不同场地土-结构相互作用体系的周期变化,并基于设计反应谱计算了考虑/不考虑相互作用的地震总作用力和上部结构顶层最大位移.当考虑相互作用后,尤其是软土,上部结构的周期、地震作用力、顶层最大位移有较大变化.     

主次结构相互耦合下的楼层反应谱计算

采用摄动理论的方法,直接从主结构和次结构各自的动力特性推导出由主次结构相互耦合的联合结构系统的动力特性,并考虑到主次结构间的调谐、共振、干扰等因素,继而进行楼层反应谱的计算 算例表明了该方法计算的精确程度,并就阻尼比、质量比以及层高等参量对楼层反应谱的影响进行了探讨,得出一些结论     

核电站常规岛主厂房楼层反应谱分析研究

针对核电站常规岛土建结构设计人员需要计算楼层反应谱的实际情况,结合工程实例,从上部结构采用的模型和是否考虑土结构相互作用两大问题上进行分析,得出结论,即上部结构必须采用三维有限元模型而不是集中质量模型,且只有当地基满足一定的条件时才可不考虑土和结构的相互作用,否则需要建立粘弹边界模型等考虑这种作用,为了实际工程操作方便,类似工程中也可以在刚性地基结果的基础上乘以1.2~1.3的放大系数。     

相邻建筑物结构-土-结构动力相互作用研究进展

 城市建设发展迅速,高层建筑群逐渐增多,相邻建筑物结构-土-结构动力相互作用问题日益突出。提出了场地-结构群动力相互作用概念,介绍了土-结构和结构-土-结构动力相互作用的研究历史;从试验研究、力学模型、研究方法及研究成果等方面,综述了相邻建筑物结构-土-结构动力相互作用研究进展。     

土-桩-结构相互作用对大跨度CFST拱桥地震反应的影响

以湖南益阳茅草街大桥为研究对象,采用J.Penzien质量-弹簧体系模拟桩基础与地基,基于ANSYS软件建立了该桥大跨度中承式钢管混凝土(CFST)系杆拱桥的三维有限元模型.以此为基础对茅草街大桥的地震反应进行了空间非线性时程分析,研究了不同地震动输入下土-桩-结构相互作用对该桥地震响应的影响.研究结果表明,土-桩-结构相互作用对大跨度CFST拱桥地震反应的影响易受地震动输入方式等因素的影响,非常复杂,但是当基础刚度得到保证后,采用拱脚固结模式进行抗震分析是可行的.     

核电站反应堆厂房隔震研究

对核电站典型CPR1000堆型反应堆厂房应用隔震技术进行了系统的研究.针对反应堆底部的圆形筏基,进行了隔震支座的布置与选型.基于时程分析法,研究了核电站基础隔震效果,并建立了结构内部设备层的楼层反应谱.此外,文章研究了地震波加速度峰值、设备层所处标高及设备阻尼比对楼层反应谱的影响.研究结果表明,应用隔震技术后大大提高了核电站反应堆厂房的抗震安全储备.     

Seismic design and analysis of nuclear power plant structures

The seismic design and analysis of nuclear power plant (NPP) begin with the seismic hazard assessment and design ground motion development for the site. The following steps are needed for the seismic hazard assessment and design ground motion development： a. the development of regional seismo-tectonic model with seismic source areas within 500 km radius centered to the site; b. the development of strong motion prediction equations; c. logic three development for taking into account uncertainties and seismic hazard quantification; d. the development of uniform hazard response spectra for ground motion at the site; e. simulation of acceleration time histories compatible with uniform hazard response spectra. The following phase two in seismic design of NPP structures is the analysis of structural response for the design ground motion. This second phase of the process consists of the following steps： a. development of structural models of the plant buildings; b. development of the soil model underneath the plant buildings for soil-structure interaction response analysis; c. determination of in-structure response spectra for the plant buildings for the equipment response analysis. In the third phase of the seismic design and analysis the equipment is analyzed on the basis of in-structure response spectra. For this purpose the structural models of the mechanical components and piping in the plant are set up. In large 3D-structural models used today the heaviest equipment of the primary coolant circuit is included in the structural model of the reactor building. In the fourth phase the electrical equipment and automation and control equipment are seismically qualified with the aid of the in-structure spectra developed in the phase two using large three-axial shaking tables. For this purpose the smoothed envelope spectra for calculated in-structure spectra are constructed and acceleration time is fitted to these smoothed envelope spectra.     

两环路核电厂概率安全分析

秦山二期核电厂是两环路电功率为 ６００ ＭＷ的核电厂，而已进行过概率安全分析的广东大亚湾核电厂则为三环路９００ＭＷ核电厂。本文以去掉一个环路的９００ＭＷ三环路核电厂为参考电厂来进行两环路核电厂概率安全分析（ＰＳＡ）。分析结果指出：１）只要满足确定论安全审查，两环路核电厂的概率安全特性不亚于三环路核电厂的概率安全特性；２）参考的两环路核电厂堆熔频率为２．４２×１０－５／（堆年）；３）参考的两环路核电厂严重事故的支配性初因依次为失水事故（ＬＯＣＡ）和丧失热阱。本研究对两环路核电厂设计、建造和运行提供了有益的参考。     

核电厂操纵员综合能力评价研究

为对核电厂操纵员的综合能力进行定量分析与评价，以保证核电厂安全运行，以核电厂模拟器作为研究平台，采集小样本的核电厂操纵员的可靠性数据，利用模糊数学的综合评判方法对操纵员进行了综合能力的定量评价，得到了核电厂操纵员对模拟事故响应的综合能力排名。结果定量地反映了核电厂操纵员的综合能力，可以为真实核电厂安全运行与操纵员的选聘管理提供参考与借鉴。     

船用核动力装置高压安注系统可靠性分析

以FTA(故障树分析)可靠性分析方法为基础,以“陆奥”号这一核动力商船为例,确定了高压安全注入系统(HPSI)故障树的顶事件和成功准则.根据事故发生时的不同情况,建立了以高压安全注入系统注水量不足为顶事件的故障树.利用下行法,对所建的故障树进行定量分析与计算,得到系统故障树的失效概率和最小割集,从而为船用核动力装置高压安全注入系统的改进提出了一些建议.     

核电站结构地震动态响应并行计算研究

为了分析核电站复杂结构地震动态响应,以MPI作为基本并行编程环境,在LINUX操作系统下,开发了核电站结构地震动态响应的并行有限元计算程序。该程序采用黏弹性边界模拟外行波向远域地基的辐射,方程的求解采用时域显式解法,能够模拟包含各类静动荷载以及温度、接触等因素作用下的结构响应。经算例验证,该程序正确可靠。利用该程序对某核电站取水口建筑物进行了动态响应分析,并与ANSYS软件的分析进行比较,所花费时间从单机串行程序的20h40min减少到并行程序下的2h15min。结果证明,该并行程序具有较高的并行度以及良好的并行效率。     

运动疲劳后人体脑区脑电功率谱特征的反应分析

分析在运动疲劳状态下人体脑电信号的反应特征。在某体育院校中随机选择30名健康男性志愿者,在开始实验前,首先令受试者熟悉实验流程,对受试者强迫高强度运动,在对受试者脑电信号进行测试时,电极依据国际10/20系统安放,将人体两个耳垂看作参考电极,前额正中接地。正式实验包括两部分:第一部分是受试者分别以20%、60%MVC进行静态屈肘诱发屈肘肌疲劳实验;第二部分为疲劳运动后脑电波脑电功率谱百分比变化实验。不同脑区脑电功率谱能量通常集中于5~20 Hz频率区间中,每个脑区脑电信号功率谱能量曲线的峰值均为10 Hz左右。60%MVC运动疲劳实验中不同脑区脑电功率谱能量处于3~60 Hz的广泛频率区间中,功率谱能量曲线峰值均约为14 Hz;和运动前半段脑电功率谱能量比较,运动后半段左侧脑区和右侧脑区脑电功率谱能量值在一定程度呈上升趋势,中间脑区无显著变化,前、后脑区整体呈增加趋势,但在部分频率下有所降低。20%MVC与60%MVC运动疲劳实验后半段各脑区各频段能量平均值较前半段均在一定程度上有所增加。运动疲劳后γ波指数在第10 min和安静值相比显著增加,P0.05,运动疲劳后θ波指数在第10、20和30 min和安静值相比显著降低,P0.05;运动疲劳后α波指数均低于安静值,但无显著性差异,P0.05;运动疲劳后β波指数在第30 min和安静值相比显著降低,P0.05。说明运动能够提高神经系统功能,促进大脑发育。     

潮流能电站载体水动力响应分析

随着海洋能开发向深水的发展,潮流能的开发也有向更深海域发展的趋势.稳定可靠的水轮机载体,对水轮机正常工作及发挥其最大工作效率有着很大的影响.针对深水中水轮机浮式载体的水动力响应性能,基于三维势流理论,利用SESAM软件计算分析了2种不同载体的水动力性能,在对浮体运动性能影响较大的横摇、纵摇水动力响应方面,双体船的最大横摇角及最大纵摇角明显小于单体驳船.经对比分析得出,双体船形式载体在水动力性能方面更具优势.     

Seismic hazard mitigation for nuclear power plant

The seismic safety of nuclear power plan(tNPP)has always been a major consideration in the site selection,design,operation,and more recently recertification of existing installations. In addition to the actual NPP and all their operational and safety related support systems,the storage of spent fuel in temporary or permanent storage facilities also poses a seismic risk. This seismic risk is typically assessed with state-of-the-art modeling and analytical tools that capture everything from the ground rupture or source of the earthquake to the site specific ground shaking,taking geotechnical parameters and soilfoundationstructureinteraction (SFSI) into account to the non-linear structural response of the reactor core,the containment structure,the core cooling system and the emergency cooling system(s),to support systems,piping systems and non-structural components,and finally the performance of spent fuel storage in the probabilistically determined operational basis earthquake (OBE) or the safe shutdown earthquake (SSE) scenario. The best and most meaningful validation and verification of these advanced analytical tools is in the form of full or very large scale experimental testing,designed and conducted in direct support of model and analysis tool calibration. This paper outlines the principles under which such calibration testing should be conducted and illustrates with examples the kind of testing and parameter evaluation required.     

DCS系统在核电站中的应用

针对目前核电站在控制方面采用模拟量控制存在的问题,建议在核电领域全面采用全数字的DCS控制系统.DCS系统(分散控制系统)具有模拟量控制系统无法比拟的优越性.随着DCS系统在核电站不断推广使用,以及相应的法律、法规的出台和良好的运行业绩,笔者建议在核电领域全面采用DCS系统.