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Research on the attribution evaluating methods of dynamic effects of various parameter uncertainties on the in-structure floor response spectra of nuclear power plant
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作者 Li Jianbo Lin Gao +1 位作者 Liu Jun Li Zhiyuan 《Earthquake Engineering and Engineering Vibration》 SCIE EI CSCD 2017年第1期47-54,共8页
: Consideration of the dynamic effects of the site and structural parameter uncertainty is required by the standards for nuclear power plants (NPPs) in most countries. The anti-seismic standards provide two basic m... : Consideration of the dynamic effects of the site and structural parameter uncertainty is required by the standards for nuclear power plants (NPPs) in most countries. The anti-seismic standards provide two basic methods to analyze parameter uncertainty. Directly manually dealing with the calculated floor response spectra (FRS) values of deterministic approaches is the first method. The second method is to perform probability statistical analysis of the FRS results on the basis of the Monte Carlo method. The two methods can only reflect the overall effects of the uncertain parameters, and the results cannot be screened for a certain parameter's influence and contribution. In this study, based on the dynamic analyses of the floor response spectra of NPPs, a comprehensive index of the assessed impact for various uncertain parameters is presented and recommended, including the correlation coefficient, the regression slope coefficient and Tornado swing. To compensate for the lack of guidance in the NPP seismic standards, the proposed method can effectively be used to evaluate the contributions of various parameters from the aspects &sensitivity, acuity and statistical swing correlations. Finally, examples are provided to verify the set of indicators from systematic and intuitive perspectives, such as the uncertainty of the impact of the structure parameters and the contribution to the FRS of NPPs. The index is sensitive to different types of parameters, which provides a new technique for evaluating the anti-seismic parameters required for NPPs. 展开更多
关键词 uncertain parameter floor response spectra (FRS) soil-structure interaction (SSI) seismic analysis andstructural design nuclear power plant (NPP)
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Construction parameters of graded sand-gravel foundation on seismic response law of nuclear safety grade underground corridor
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作者 Yue Li Xunqiang Yin 《Earthquake Research Advances》 CSCD 2022年第4期39-45,共7页
The treatment of soft soil foundation under nuclear safety grade corridors with graded sand and gravel materials has a good development prospect.It is of great engineering value to explore the influence of constructio... The treatment of soft soil foundation under nuclear safety grade corridors with graded sand and gravel materials has a good development prospect.It is of great engineering value to explore the influence of construction parameters of graded sand and gravel foundation on the seismic response of gallery structures.Taking the safety grade underground corridor of a nuclear power plant as the engineering background,the equivalent linear method is used to consider the nonlinear dynamic characteristics of graded sand and gravel.The energy transfer boundary is applied at the truncation boundary to simulate the dissipation effect of scattered wave fluctuation energy and the ground motion input.The thicknessless contact element is introduced to consider the contact effect between the corridor structure and the graded sand and gravel foundation,so as to establish the calculation model of the dynamic interaction between the graded sand and gravel foundation and the corridor structure.Furthermore,the influence of the relative compactness and the foundation treatment depth on the seismic response of the corridor structure is studied,and the calculation results of the acceleration response spectrum and relative displacement of the corridor structure are analyzed.The calculation results show that the two construction parameters have different degrees of influence on the seismic response of corridor structure.The research results can provide reference for the engineering design and construction of underground corridors,and provide technical support for the application of graded gravel materials in soft soil foundation treatment. 展开更多
关键词 nuclear power plants Underground corridor graded sand-gravel foundation Construction parameters seismic response
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Identification of Parameters in 2D-FEM of Valve Piping System within NPP Utilizing Seismic Response 被引量:3
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作者 Ruiyuan Xue Shurong Yu Xiheng Zhang 《Computers, Materials & Continua》 SCIE EI 2020年第10期789-805,共17页
Nuclear power plants(NPP)contain plenty of valve piping systems(VPS’s)which are categorized into high anti-seismic grades.Tasks such as seismic qualification,health monitoring and damage diagnosis of VPS’s in its de... Nuclear power plants(NPP)contain plenty of valve piping systems(VPS’s)which are categorized into high anti-seismic grades.Tasks such as seismic qualification,health monitoring and damage diagnosis of VPS’s in its design and operation processes all depend on finite element method.However,in engineering practice,there is always deviations between the theoretical and the measured responses due to the inaccurate value of the structural parameters in the model.The structure parameters identification of VPS within NPP is still an unexplored domain to a large extent.In this paper,the initial 2D-finite element model(FEM)for VPS with a DN80 gate valve was updated by utilizing seismic response.The objective function used in the model updating procedure is the vibration control equation error of the VPS.The experimental results show that the updated 2D-FEM can accurately predict the original dynamic characteristic of the VPS.It was also found the Rayleigh damping coefficients corresponding to the VPS vary slightly with the change in seismic excitation amplitude.The research displayed the complete procedure of updating the complex structured initial FEM by utilizing seismic response,and the results show that the parameters can be accurately identified even if the seismic response used for updating merely contained the fundamental frequency information of the structure. 展开更多
关键词 seismic response nuclear power plant VALVE FEM updating parameter identification
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红沿河核电厂地震仪表系统震后数据分析
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作者 吴雄伟 杨江 +1 位作者 夏界宁 范涛 《大地测量与地球动力学》 CSCD 北大核心 2024年第9期985-990,共6页
2023-08-23红沿河核电厂地震仪表系统成功记录到大连市普兰店区发生的4.6级地震,这是我国首次完整记录到核电厂附近中强震数据。对该系统记录到的地震数据进行分析,时程信号波形回放表明,本次地震记录数据清晰完整,自由场数据峰值与地... 2023-08-23红沿河核电厂地震仪表系统成功记录到大连市普兰店区发生的4.6级地震,这是我国首次完整记录到核电厂附近中强震数据。对该系统记录到的地震数据进行分析,时程信号波形回放表明,本次地震记录数据清晰完整,自由场数据峰值与地震衰减经验公式计算结果相符。系统7个监测点加速度峰值对比分析表明,核电厂厂房对地震加速度信号具有放大效应,放大系数与建筑物标高正相关。加速度峰值数据频谱分析结果显示,核电厂厂房地震响应数据的卓越频率主要集中在10~20 Hz范围内,该范围内的地震加速度信号对厂房仍具有较大破坏性,这一结论与核电厂地震仪表准则NB/T 20076-2012中规定的地震触发频带(1~10 Hz)不符。鉴于我国核电厂地震仪表系统的地震触发滤波通频带设定范围为1~10 Hz,这一缺陷会降低地震仪表系统纵深安全防御的性能。 展开更多
关键词 核电厂 地震仪表系统 地震响应 卓越频率
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软土基础核岛厂房振动台试验数值模拟分析
5
作者 上官云翔 陈少林 +1 位作者 吕昊 景立平 《地震工程与工程振动》 CSCD 北大核心 2024年第4期46-61,共16页
采用土-结相互作用分区分析方法(partitioned analysis of soil-structure interaction,PASSI),对软土地基核岛厂房振动台试验中的筏基-混凝土框架模型以及桩基-混凝土框架模型进行了数值模拟,对比分析了振动台试验结果与数值模拟结果,... 采用土-结相互作用分区分析方法(partitioned analysis of soil-structure interaction,PASSI),对软土地基核岛厂房振动台试验中的筏基-混凝土框架模型以及桩基-混凝土框架模型进行了数值模拟,对比分析了振动台试验结果与数值模拟结果,并对软土地基下核岛厂房土-基础-结构的地震响应特征进行了分析。对2种模型输入调幅为0.05、0.10、0.20 g的RG160、Chi-Chi与Landers地震波,对比分析了各工况下振动台试验与数值模拟的土体与结构加速度放大系数、楼层反应谱、筏基底部土压力时程、桩身应变以及桩身弯矩。结果表明:数值模拟结果能较好地反映振动台试验结果;经过土层放大作用,随着楼层的增高,振动台试验和数值模拟中的加速度放大系数随之增大,反映了同样的规律;振动台试验与数值模拟所得的土-结体系的反应谱均与输入地震动频谱特征及体系的振动特性相关;振动台试验中,筏板基础会出现倾覆现象,筏基底部土压力时程表现出“东高西低”的现象,但数值模拟中筏基底部的土压力时程未出现此种现象,其原因是数值模拟中未考虑土体与基础的接触非线性;数值模拟中群桩的地震响应与试验的宏观现象基本吻合,定量上有差异,是数值模拟中未考虑桩的非线性所致。 展开更多
关键词 软土地基 核岛厂房 地震响应 土-结相互作用 数值模拟
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非基岩场地基础隔震核岛厂房抗震性能分析
6
作者 刘宇 李建波 +1 位作者 丁志新 林皋 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第9期1679-1686,共8页
为了研究非基岩场地条件下基础隔震核电工程结构的抗震性能,本文依据外源波动理论提出了考虑土-结构相互作用效应的基础隔震核电工程结构抗震分析方法,该方法实现了地震动的高精度输入以及整体系统的直接求解,通过与传统封闭体系振动法... 为了研究非基岩场地条件下基础隔震核电工程结构的抗震性能,本文依据外源波动理论提出了考虑土-结构相互作用效应的基础隔震核电工程结构抗震分析方法,该方法实现了地震动的高精度输入以及整体系统的直接求解,通过与传统封闭体系振动法计算结果的对比验证了其有效性。建立了基础隔震核岛厂房-地基整体有限元模型,开展了核岛厂房地震响应分析,讨论了不同剪切波速场地条件下核岛厂房的基础隔震性能。研究结果表明:非基岩场地条件下基础隔震核岛厂房表现出良好的隔震效果;随着场地剪切波速的降低,基础隔震的隔震能力逐渐下降,与剪切波速为1067 m/s的场地相比,当场地的剪切波速为305 m/s时,核岛厂房结构顶部的楼层反应谱、加速度放大系数和层间位移角的隔震率分别减小了14.30%、13.50%和23.41%。为了保证核电工程结构的安全性,在基础隔震设计中应充分考虑非基岩场地条件下的SSI效应。 展开更多
关键词 基础隔震 核岛厂房 非基岩场地 土-结构相互作用 外源波动 振动法 剪切波速 地震响应
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非核级蓄电池柜安装方式对抗震性能影响研究
7
作者 韩帅 梁霄 +1 位作者 阮善发 初文婷 《电器与能效管理技术》 2024年第9期24-28,共5页
电气设备安装方式一般分为螺栓连接和焊接。为验证2种安装方式对电器设备抗震性能的影响,将2台完全一样的蓄电池柜用不同安装方式固定在振动台上进行抗震试验。试验结果表明:焊接机柜的加速度响应大于螺栓连接机柜的,共振频率较高,机柜... 电气设备安装方式一般分为螺栓连接和焊接。为验证2种安装方式对电器设备抗震性能的影响,将2台完全一样的蓄电池柜用不同安装方式固定在振动台上进行抗震试验。试验结果表明:焊接机柜的加速度响应大于螺栓连接机柜的,共振频率较高,机柜位移较小,整体刚度较大,焊接部位出现较大的应力;螺栓连接机柜因力矩作用易出现底梁紧固失效,电池及机柜变形大、应力大的问题。为提高机柜的抗震性能,需采取必要的措施来减少机柜变形及蓄电池与机柜之间的碰撞。大质量、高重心的电池柜宜采用焊接方式安装,以减少几何变形对蓄电池柜抗震性能的影响。 展开更多
关键词 核电站 蓄电池柜 反应谱 地震波 抗震能力鉴定
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核电站环形吊车抗震计算分析 被引量:20
8
作者 李增光 王炯 吴天行 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第1期46-49,共4页
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... 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。 展开更多
关键词 环形吊车 地震响应 核电站 有限元 结构分析
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考虑土-结构相互作用效应和土质地基非线性的核岛厂房结构地震响应分析 被引量:13
9
作者 尹训强 金煜皓 王桂萱 《岩土力学》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期1114-1120,共7页
有效模拟土一结构相互作用(SSI)和土体非线性特征是进行土质地基条件下核岛厂房结构地震响应分析的关键技术问题。基于SuperFLUSH软件平台,采用等效线性法描述近场地基非线性动力特征,通过在地基有限区域设置黏性人工边界来模拟半无限... 有效模拟土一结构相互作用(SSI)和土体非线性特征是进行土质地基条件下核岛厂房结构地震响应分析的关键技术问题。基于SuperFLUSH软件平台,采用等效线性法描述近场地基非线性动力特征,通过在地基有限区域设置黏性人工边界来模拟半无限地基辐射阻尼效应的影响,并利用一维有限元法进行自由场响应分析实现地震动的输入,从而建立土质地基条件核岛厂房结构地震响应分析计算模型。最后,以某土质地基条件下的CPR1000堆型反应堆厂房的集中质量简化模型作为研究对象,开展考虑SSI效应和分层土质地基非线性对于核岛厂房结构地震响应特征影响研究,验证了该计算模型的精度和工程应用效果。研究表明:考虑SSI效应,可有效吸收散射波波动能量,减小结构响应;考虑土质地基非线性效应,加速度幅值在不同方向均有不同程度的降低,峰值频率明显的向低频偏移,因此,同时考虑SSI效应及土质地基的非线性特征,并将两者相结合的分析方法对核岛厂房结构抗震分析是必要的。 展开更多
关键词 黏性边界 SSI效应 土质地基 等效线性法 核岛厂房地震响应
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考虑土-结构相互作用和岩土参数不确定性的核电厂结构地震响应分析 被引量:17
10
作者 李忠献 李忠诚 梁万顺 《地震工程与工程振动》 CSCD 北大核心 2006年第2期143-148,共6页
针对核电厂结构,在考虑土-结构相互作用(SSI)的情况下进行随机地震反应分析,探讨地基岩土参数的不确定性对反应堆厂房楼层反应谱(FRS)的影响。运用ANSYS软件模块建立核电厂(NPP)结构有限元模型,通过设置边界弹簧单元和阻尼装置来考虑SS... 针对核电厂结构,在考虑土-结构相互作用(SSI)的情况下进行随机地震反应分析,探讨地基岩土参数的不确定性对反应堆厂房楼层反应谱(FRS)的影响。运用ANSYS软件模块建立核电厂(NPP)结构有限元模型,通过设置边界弹簧单元和阻尼装置来考虑SSI效应;并且通过设置具有概率意义的弹簧刚度和阻尼系数,来模拟土特性参数的不确定性。随机响应分析与确定性分析的结果对比,揭示了岩性地基条件下SSI效应对核电厂FRS的影响以及地基岩土参数不确定性对FRS的影响程度。研究表明,在岩性地基条件下,亦不应忽略SSI效应;考虑SSI效应的随机分析模型同确定性模型相比,二者的分析结果较为接近,两方法都可用于NPP的FRS敏感性分析评估之中,并可进行相互比照。 展开更多
关键词 核电厂结构 地震反应 楼层反应谱 土-结构相互作用 土参数不确定性 随机分析 确定性分析
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基础提离对核电站结构地震响应的影响分析 被引量:6
11
作者 王国波 王亚西 +1 位作者 于艳丽 何卫 《振动与冲击》 EI CSCD 北大核心 2015年第7期228-233,共6页
当地震足够大时结构基础将会与下卧地基土发生分离,即所谓的基础提离现象。但该现象在常规的土-结构相互用(SSI)的地震响应分析中常常被忽视。核电站结构(NPP)由于特殊性,其设计地震强度一般较大,因而有可能发生基础提离现象。基于某简... 当地震足够大时结构基础将会与下卧地基土发生分离,即所谓的基础提离现象。但该现象在常规的土-结构相互用(SSI)的地震响应分析中常常被忽视。核电站结构(NPP)由于特殊性,其设计地震强度一般较大,因而有可能发生基础提离现象。基于某简化核电站结构,利用大型通用软件ANSYS的接触面功能和弹簧单元,分别进行了四种工况的计算:1基础固定;2考虑基础提离,不考虑土-结构动力相互作用效应;3不考虑基础提离,但考虑土-结构动力相互作用效应;4同时考虑基础分离和土-结构动力相互作用效应。通过对比分析,确定合适的土-结构动力相互作用计算方法以及基础提离对核电站结构地震响应的影响。计算分析表明:1土-结构相互作用对核电站结构地震响应的影响不容忽视;2基础提离主要影响核电站结构竖向地震响应,而对结构水平向地震响应的影响较小。本文研究成果可为核电站结构的抗震分析提供参考。 展开更多
关键词 基础提离 土-结构相互作用 地震响应 接触面 核电站
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核电厂抗震设计谱确定方法分析 被引量:8
12
作者 徐龙军 李爽 谢礼立 《土木工程学报》 EI CSCD 北大核心 2012年第S1期1-8,共8页
抗震设计谱是核电厂抗震设计的主要依据。核电设计谱的表达多采用直线分段式方法,一般由固定的设计谱形与具有一定保证概率的地震动幅值共同组成。简要回顾核电设计谱的发展历程,对核电设计谱的主要确定方法进行比较和分析,探讨统一危... 抗震设计谱是核电厂抗震设计的主要依据。核电设计谱的表达多采用直线分段式方法,一般由固定的设计谱形与具有一定保证概率的地震动幅值共同组成。简要回顾核电设计谱的发展历程,对核电设计谱的主要确定方法进行比较和分析,探讨统一危险性谱在核电抗震应用中的问题。基于近期发生的强震动数据库,按4种设计谱标定方法分别计算设计谱以及反映设计谱稳定性的规准伪速度谱谱比曲线。分析结果表明,基于双规准反应谱的设计谱在速度控制段的谱值明显偏高,直接基于伪速度谱的设计谱标定方法具有稳定性优势。最后,为我国核电设计谱进一步研究工作的开展提出些许看法和建议。 展开更多
关键词 地震动 反应谱 核电厂 抗震设计谱
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AP1000核电厂海水循环泵地震响应分析 被引量:5
13
作者 欧鸣雄 赵立 +1 位作者 施卫东 田飞 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第3期133-136,共4页
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... 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。 展开更多
关键词 核电厂 立式循环泵 响应谱分析 地震载荷 可运行性
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考虑地基岩土参数不确定性的核电厂结构随机地震反应分析 被引量:10
14
作者 李忠献 李忠诚 梁万顺 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第2期30-35,共6页
在考虑土-结构相互作用(SSI)效应的情况下,引入随机地震反应分析方法,探讨地基岩土参数的不确定性对核电厂地震响应的影响。基于ANSYS程序,采用常数阻抗法,通过设置边界弹簧和阻尼来考虑地基土的作用,并通过设置弹簧和阻尼参数的不确定... 在考虑土-结构相互作用(SSI)效应的情况下,引入随机地震反应分析方法,探讨地基岩土参数的不确定性对核电厂地震响应的影响。基于ANSYS程序,采用常数阻抗法,通过设置边界弹簧和阻尼来考虑地基土的作用,并通过设置弹簧和阻尼参数的不确定性,来模拟岩土动态参数的不确定性。针对某1000MW级压水堆核电站反应堆厂房结构,进行随机地震反应的数值仿真分析,并将随机反应结果与确定论分析结果进行了对比。结果表明,随机分析方法是确定论分析方法的有益补充,二者结合能更合理地反映参数的不确定性对结构地震响应的影响。 展开更多
关键词 核电厂结构 随机地震反应 参数不确定性 土-结构相互作用 参数敏感性
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核电站安全级DCS机柜结构抗震分析及试验研究 被引量:7
15
作者 刘明星 杨静远 +2 位作者 王东伟 马权 吴志强 《重庆理工大学学报(自然科学)》 CAS 北大核心 2021年第10期224-232,共9页
对核电安全级数字化控制系统(SDCS)机柜结构进行详细设计,采用有限元分析中的响应谱分析法,对该设备的抗震特性进行校核。加工出设备样机进行抗震性能鉴定试验,对地震作用下机柜的结构响应特性与抗震性能进行分析。研究结果表明:该核电... 对核电安全级数字化控制系统(SDCS)机柜结构进行详细设计,采用有限元分析中的响应谱分析法,对该设备的抗震特性进行校核。加工出设备样机进行抗震性能鉴定试验,对地震作用下机柜的结构响应特性与抗震性能进行分析。研究结果表明:该核电仪控机柜首阶模态频率为15.257 Hz,其主要振型为机柜框架整体沿横向的偏摆运动,机柜的自然频率远离地震幅值放大区,具有一定的安全裕度。响应谱分析结果表明:在机柜的首阶模态振型与配重区域共同作用下,机柜最大应力位于机柜右前立柱与底框的焊接区域,最大Mises应力为158 MPa,小于机柜材料的屈服极限,因此在地震作用下该型机柜具有较好的抗震能力。地震试验分析结果表明:地震台面的振动信号在逐渐传递至机柜的过程中经过一定程度的放大。在纵向方向上,机柜重心处的振动加速度幅值最大。在横向方向上,振动信号放大最为明显,振动幅值随着机柜高度逐渐变大,使得在机柜柜顶区域,地震信号放大效果最为显著。抑制机柜的横向运动是改善结构抗震性能的关键。设计的核电仪控系统抗震机柜顺利地通过核级设备抗震试验,所提出的设计、分析、试验和结果为核电仪控机柜的设计提供参考依据。 展开更多
关键词 核电站 仪控系统 机柜 地震 响应谱分析
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核岛结构PCS水箱FSI效应简化方法研究 被引量:4
16
作者 李小军 宋辰宁 +1 位作者 周国良 魏超 《振动与冲击》 EI CSCD 北大核心 2019年第2期6-12,32,共8页
高置冷却水箱是核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)的重要组成部分,在进行动力分析时,必须考虑冷却水与屏蔽厂房之间的流固耦合(FSI)效应。由于FSI效应问题复杂,数值分析耗时较长,因此,在研究核岛结构动力分析时,有必要采用简化方法,在满... 高置冷却水箱是核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)的重要组成部分,在进行动力分析时,必须考虑冷却水与屏蔽厂房之间的流固耦合(FSI)效应。由于FSI效应问题复杂,数值分析耗时较长,因此,在研究核岛结构动力分析时,有必要采用简化方法,在满足计算精度要求的前提下,提高计算效率。基于Housner模型,提出一种考虑液体-水箱相互作用的简化模型。采用ADINA软件分别进行水箱FSI模型和简化模型的核岛结构三向地震反应分析,分析了FSI模型和简化模型结构反应的峰值加速度、楼层反应谱和有效应力相对误差。结果表明:提出的水箱简化模型可用于高置冷却水箱核岛结构三向地震反应分析,能够很好地模拟FSI效应。 展开更多
关键词 核岛结构 流固耦合(FSI) 简化方法 地震反应
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核电厂负刚度阻尼隔震结构的地震响应研究 被引量:7
17
作者 杨巧荣 李传德 +1 位作者 许浩 刘文光 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第4期718-727,共10页
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... 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。 展开更多
关键词 核电厂 隔震结构 负刚度阻尼 地震响应
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大亚湾核电厂反应堆厂房地震响应分析评估 被引量:9
18
作者 李忠诚 李忠献 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第6期614-617,644,共5页
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... 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。 展开更多
关键词 大亚湾核电厂 反应堆厂房 地震响应 分析 岩土参数 土-结构效应 阻抗函数 楼层反应谱
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不同输入界面对AP1000核岛结构设计地基地表地震动的影响 被引量:5
19
作者 侯春林 李小军 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第2期141-146,152,共7页
在核电厂地震安全性评价中,中国规范是依据剪切波速定义的基岩面,与美国规范不同。本文基于AP1000核岛结构设计地基的场地参数模型,分别选取各个规范中定义的剪切波速700、1100、2438 m/s基岩层作为地震反应分析的输入界面,采用中美两... 在核电厂地震安全性评价中,中国规范是依据剪切波速定义的基岩面,与美国规范不同。本文基于AP1000核岛结构设计地基的场地参数模型,分别选取各个规范中定义的剪切波速700、1100、2438 m/s基岩层作为地震反应分析的输入界面,采用中美两国通用的土层地震反应分析程序计算,定量分析选取不同地震输入界面时同一地震波、同一特定场地模型的地表加速度峰值和反应谱的差异值,结果表明地震输入界面的不同,AP1000核岛结构设计地基的同一场地土层模型地表地震加速度反应谱频谱特性产生较大的变化,地表加速度峰值差异高达2.25倍,故本文建议在AP1000核电厂地震安全性评价中应基于剪切波速为2438 m/s的基岩层作为土层地震反应分析程序的地震输入界面。本文的研究结果可供后续研究和核电工程建造应用参考。 展开更多
关键词 AP1000 核电厂 输入界面 土层地震反应
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核电站电气柜地震易损性分析的一般方法概述与相关问题讨论 被引量:2
20
作者 尹益辉 万强 吴瑞安 《装备环境工程》 CAS 2019年第2期70-73,共4页
基于若干实际评估的经验,概述了核电站安全评估中对电气柜进行地震易损性分析的一般方法,包括获取分析的前提条件、对电气柜进行保守确定性分析以辨识其潜在失效模式、对最可能失效模式进行确定性分析以确定危险点、以及对各危险点进行... 基于若干实际评估的经验,概述了核电站安全评估中对电气柜进行地震易损性分析的一般方法,包括获取分析的前提条件、对电气柜进行保守确定性分析以辨识其潜在失效模式、对最可能失效模式进行确定性分析以确定危险点、以及对各危险点进行不确定性失效分析以获得电气柜的地震易损度等。然后从评估经验的角度,介绍了评估分析中遇到的一些问题及其处理方法,包括对评估前提条件缺失的解决方法、对确定性和不确定性参数值的取定方法、以及对电气柜螺栓连接与焊接连接的比较。这些方法有助于评估分析人员更加容易地开展相关评估工作,并合理解决评估中可能出现的问题。 展开更多
关键词 核电站 核安全评估 电气柜 地震反应谱 地震易损性
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