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-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。

考虑土-结构相互作用下基岩深度对核反应堆厂房基础地震响应的影响

地震会对核电站安全造成影响。随着核电站的数量越来越多,有必要关注在地震下核电站的安全。核反应堆厂房是核电站重要的组成部分,研究其地震响应对核电站有着重要意义。基于直接法,考虑了3种不同场地(中硬土、软岩、硬岩)在地震下的塑性变形和土的滞回阻尼,使用FLAC3D对土-核反应堆厂房模型系统进行了三维建模。为了捕捉上部结构与下部岩石/土壤之间的分离与滑动,在核反应堆厂房基础与岩石/土壤表面设置接触面单元。上层结构以集总质量模型模拟,同时考虑土-结构相互作用下基岩深度对核反应堆厂房基础地震响应的影响,最终得到核反应堆厂房结构杆件的加速度反应谱、剪力、基础的摇动和基础不均匀沉降以及侧向位移。结果表明:在中硬土场地中,位移、剪切力随基岩深度的增大而减小;在硬岩场地中,位移和剪切力响应的规律呈相反趋势;在软岩场地中,上部结构响应的规律较为复杂。对于基础摇动和基础不均匀沉降,在中硬土场地中,其呈现的规律随基岩深度增大而减小;在软岩和硬岩场地中,并无明显规律。基础不均匀沉降可直接反映结构的破坏情况。中硬土场地下基础不均匀沉降超过容许值,所以基础不均匀沉降对核反应堆厂房的影响不容忽视,这对核电站的安全设计十分重要。

核电站核岛核反应堆厂房一氧化碳浓度控制分析与研究

本文系统分析了核电厂有害气体(一氧化碳)产生的原因、影响因素等;对一氧化碳检测进行了详细的检测分析和理论验证;提出了核岛核反应堆厂房及一氧化碳浓度控制方案和具体措施。对于大修和计划性的进岛检修可以提前安排吹扫,从而消除一氧化碳对抢修人员的身体健康和工作状态的影响。

核反应堆厂房基底隔震设计与地震响应分析

核反应堆厂房是核电站建筑中最重要的组成部分,因此核电站在运行周期内必须确保在所有设想到的事件序列下核反应堆厂房的安全和完整性,特别是在强地震事件中。针对核反应堆厂房进行基础隔震设计与地震响应分析,给出隔震层的详细布置方案,采用ANSYS建立核反应堆厂房的有限元模型并进行非线性时程分析,探讨安全停堆地震和超设计地震作用下隔震与非隔震核反应堆厂房的地震响应。分析结果表明:隔震后核反应堆厂房自振周期大大延长,隔震核反应堆厂房表现为整体平动,基础隔震能使水平加速度大幅降低,结构变形主要集中在隔震层,核反应堆厂房自身变形很小,基底剪力远小于非隔震核反应堆厂房,隔震后有效降低了核反应堆厂房的楼层反应谱,隔震效果明显,显著提高了核反应堆厂房的抗震性能。

考虑地基不均匀性核反应堆地震响应分析

核电站结构地震响应主要取决于地震动特性、地基土特性以及结构特性。本文以某核电站反应堆厂房结构为对象,研究了考虑土-结构相互作用的不均匀地基土对核反应堆地震响应的影响,包括核反应堆和地基的最大加速度、楼层最大相对位移以及楼层多阻尼反应谱。结构地震响应分析使用SUPERFLUSH/2D软件,地基模型由ANSYS建模;核反应堆采用集中质量模型。模型底部及两侧均可考虑无限体能量传递边界,底部表达波动的能量传递;两侧表达波动的逸散。研究结果揭示了地基不均匀性对核电厂反应堆楼层反应谱、最大相对位移、最大加速度的影响规律,从而为核反应堆厂房结构设计提供理论依据。

考虑SSI效应的核反应堆及地表地震反应

以ABAQUS/Standard作为研究平台,将CPR1000型核反应堆结构简化为多质点集中质量模型,建立二维CPR1000型核岛反应堆结构与地基土相互作用模型,采用剪切变形梁单元模拟核反应堆结构,缩减积分平面单元模拟场地土,主要研究了SSI效应对于核反应堆结构及附近场地地表地震反应的影响,结果表明：SSI效应对核反应堆附近5~7倍基础半径范围场地地表的地震反应特性有显著影响,对地表峰加速度的影响超过15%,场地基本周期延长0.04 s以上;SSI效应使核反应堆安全壳结构及内部结构的基本周期由0.24 s、0.18 s依次增大为0.4 s、0.26 s,对核反应堆厂房结构节点的地震反应起着不利作用,使安全壳结构、内部结构的相对位移分别增大43%~76%和26%~59%,使两者的峰值加速度分别增大31%~65%和12%~75%。

考虑地基不均匀性反应堆厂房结构地震响应分析

核电站结构地震响应主要影响因素是地震动特性、地基土特性以及结构特性,为了研究地震动特性地基土特性以及结构特性对核电站结构地震响应的影响,本文以某核电站反应堆厂房结构为研究对象,考察了考虑土-结构相互作用的不均匀地基土对核反应堆厂房结构地震响应的影响,包括核反应堆厂房结构和地基的最大加速度、反应堆厂房结构楼层反应谱及楼层最大位移。地基模型及结构地震响应分析均使用ANSYS软件,核反应堆厂房结构采用集中质量模型。模型底部及两侧均可考虑无限体能量传递边界,底部模拟波动的能量传递效应;两侧模拟波动的逸散效应。为了考察地基不均匀性对反应堆厂房结构地震响应的影响,针对3种不同计算工况,得到了反应堆厂房结构的楼层反应谱、典型位置最大位移值、楼层反应谱峰值加速度及其对应的频率,从而为核反应堆厂房结构设计提供理论依据。

基于功率谱密度函数法的核电厂房增加隔震措施后的楼层反应谱分析

以压水堆核电站反应堆厂房结构为分析对象,利用功率谱密度函数法(PSDF)建立了楼层反应谱(FRS),研究了在增加隔震装置情况下,土-结构相互作用(SSI)、主次结构耦合作用和次结构阻尼比等因素对FRS计算的影响,定量分析了厂房结构FRS对这几种因素的敏感性。研究结果表明,隔震后FRS峰值下降明显,并且主要出现在隔震频率附近;同时隔震作用、SSI和主次结构耦合作用交叉影响,厂房设计时必需综合考虑这几种作用。

土壤-结构相互作用下的TMSR-LF1厂房楼层反应谱分析

核反应堆厂房的楼层反应谱对整个反应堆系统的抗震分析与设计具有重要意义。本文旨在得到2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel 1,TMSR-LF1)的准确楼层反应谱。采用ANSYS有限元分析软件建立梁、板壳、实体三种单元混合的三维有限元模型,通过直接法计算得到了土壤-结构相互作用(Soil-Structure Interaction,SSI)下的楼层反应谱。结果表明:地上部分的楼层反应谱谱值远大于地下部分,且因结构、荷载等因素差异较大;地面各楼层反应谱在竖直方向上的谱值均大于其水平方向的谱值。在开展核设施抗震设计时,建议增加地上楼层的垂向刚度。研究结果为TMSR-LF1的地震安全评估奠定了基础。

秦山三期核电站安全壳滑模施工

简要介绍了秦山三期（重水堆）核电工程的核反应堆厂房安全壳筒墙滑模工程概况、施工工艺等有关内容。