考虑土体非线性的核岛结构桩基础三维地震反应特性

以某沿海拟建的AP1000核岛结构为背景,用3D集中质量-梁杆模型模拟核岛结构,考虑土体的非线性滞回特性,建立非均匀地基-群桩-厚筏-核岛结构体系的3D有限元模型,选用近场中强震、中-远场强震和远场大地震的三分量记录作为基岩输入地震动,分析群桩基础的地震反应特性。非线性场地效应和土-桩-结构动力相互作用效应的耦合作用会显著增大核岛结构的基础输入运动,不论基准运行地震或安全停堆地震,基础输入运动的水平向和竖向上包络加速度反应谱(5%阻尼比)的谱值显著大于对应的AP1000标准设计反应谱谱值;桩顶累积绝对速度和地震峰值内力的大小受基岩输入地震动特性的影响显著,与场地反应的非线性程度正相关,其复杂的空间分布特征也受土-桩-结构动力相互作用效应和桩的几何布置的综合影响,桩-筏交界处的桩身地震内力反应最大,中-远场和远场强震作用对核岛桩基础的潜在破坏风险可能远大于近场中强地震作用。

土的次非线性对桩基核岛结构三维地震反应的影响

随着核电厂工程建设快速发展,核电厂选址不可避免地要面临土质场地。土-桩-结构动力相互作用对核岛结构的抗震安全性评价具有重要影响。以国内某拟建的AP1000核岛工程为背景,建立土质场地-群桩-筏板基础-核岛结构动力相互作用体系的3D模型,考虑场址的区域地震环境与历史地震活动性,选用近场中强震、中-远场强震和远场大地震的三分量记录作为基岩输入地震动。使用一步法和二步法分别实现对土体真非线性和主非线性的模拟,通过对比这两种方法计算的核岛结构地震反应的差异,可知土的次非线性(soil secondary nonlinearity,简称SSN)对核岛结构地震反应的定量影响,也即SSN效应。发现SSN效应对核岛结构水平向地震反应的影响明显大于对竖向地震反应的影响,SSN效应会导致土质场地-群桩-核岛结构体系变得更“柔”;SSN效应与基岩输入地震动的特性强相关,近场中-强地震作用时SSN效应最强;SSN会显著增大核岛结构的峰值加速度和峰值相对位移反应,在核岛结构的抗震设计中不应忽视SSN效应。

核岛结构温度效应分析方法讨论和建议

核电厂核岛厂房结构设计需要考虑正常运行以及事故工况下的温度作用。不同于其他类型的荷载,温度作用产生的效应会因为材料弹性模量变化、截面开裂等原因得到释放。温度作用计算方法包括简化公式法、非线性有限元分析法、折减系数法等。本文针对国际主流核电厂设计规范中提到的温度作用计算方法进行了探讨,通过算例对不同方法进行了对比分析,并给出了工程应用建议,内容可供从事核电厂结构分析的科研和设计人员参考。

P波斜入射下非基岩场地中核岛结构地震响应规律研究

随着我国核电产业飞速发展,核电站厂址的选择将不可避免地遇到非基岩场地。针对地震动斜入射下非基岩场地中核电结构抗震问题,建立了包括CAP1400核岛结构和岩土场地的土-结构系统三维有限元模型,基于黏弹性人工边界和斜入射地震动输入方法,研究了P波斜入射角度和非基岩分层场地对核岛结构地震响应的影响规律。研究表明:非基岩场地将增大核岛结构加速度响应和楼层反应谱,多数条件下也将增大楼层相对位移;P波入射角度增大,核岛结构竖向响应减小、水平响应增大,楼层反应谱的频谱特性发生改变。

核岛结构PCS水箱FSI效应简化方法研究

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。

松软场地上桩筏基础AP1000核岛结构的三维非线性地震反应特性

松软场地上核岛结构的地震安全正成为一个挑战性的重大工程问题。选取代表性的近场强震、中远场强震和远场大震记录作为基岩地震动,考虑场地工程地质特性、土体非线性和人工边界条件,对松软场地-桩筏基础-AP1000核岛结构三维体系进行非线性地震反应分析,结果表明:核岛结构谱加速度的卓越周期与基岩地震动的基本相同,对与核岛主体结构基本频率相近的地震动分量的反应更为强烈,冷却系统水箱“晃动水”的地震反应对核岛结构的影响类似于鞭梢效应;核岛结构的峰值加速度放大系数随结构高度增大,近场和远场强震作用时,该放大效应主要取决于核岛结构自身特性及基岩地震动经土层到核岛底部的传播;核岛结构相对其底部的峰值相对位移随结构高度增大,且远场大震作用时的反应更为强烈;随基岩峰值加速度的增大,核岛结构的峰值加速度放大效应减弱、峰值相对位移反应增大。地基柔性及土-结构相互作用的耦合效应对输入地震动具有高频过滤、低频放大效应,从而使核岛结构下部的峰值加速度显著放大、中上部的峰值加速度显著减小。

不同地基条件下核岛结构动力响应特征研究

建立不同地基条件下AP1000核岛结构的分析模型,对计算模型作用3种人工地震波,并对各个质点的加速度数据进行监测和分析。研究结果表明:软土和硬岩地基条件下,核岛结构从下到上,水平向PGA放大系数先减小后增大,而竖向PGA放大系数几乎保持不变。对于AP1000核岛结构的水平向PGA放大系数表现为软土场地>硬岩场地,而垂直向PGA放大系数表现为软土场地<硬岩场地;软土场地和硬岩场地条件下核岛结构的加速度反应谱均表现出单峰特征,水平向软土场地的反应谱峰值大于硬岩场地,垂直向软土场地的反应谱峰值小于硬岩场地。本文的研究成果对认识AP1000核岛结构的地震响应具有一定的指导意义。

超设计地震作用下核岛结构三维震动响应与控制研究

建立了AP1000核岛结构(屏蔽厂房和钢制安全壳)的ANSYS有限元模型,将ANSYS模态分析结果与既有研究成果和Midas Gen计算结果对比,验证了核岛结构有限元模型的正确性,基于此模型开展安全停堆和超设计地震下的核岛结构三维震动响应研究,引入基础隔震控制技术,研究隔震核岛结构在超设计地震作用下的震动控制效果。研究结果表明,AP1000核岛结构在超设计地震作用下,水平和竖向加速度响应剧烈,顶点最大水平和竖向加速度分别为安全停堆地震下的3.31倍和3.33倍,屏蔽厂房结构应力超过材料容许应力进入非线性状态。采用基础隔震控制后核岛结构在超设计地震下的相对水平加速度、上部结构相对水平位移、构件内力和基底剪力等地震反应大幅降低,基底剪力减小率均达78%以上,隔震控制效果理想,基础隔震技术能有效地解决超设计地震下核岛结构的地震安全问题。

AP1000核岛结构在主余震序列下的响应研究

建立了AP1000核岛结构(屏蔽厂房和钢制安全壳)的ABAQUS有限元模型,将ABAQUS模态分析结果与既有研究成果和ANSYS计算结果对比,验证了AP1000核岛结构有限元弹塑性模型的正确性,取7条实际主余震序列型地震动,对比分析单主震地震动和主余震序列作用下的核岛结构三维震动响应。结果表明:在单主震和主余震序列作用下结构动力响应变化趋势基本相同,结构在主余震序列地震动作用下的动力响应大于单一主震,在不同的主余震序列地震动作用下,结构的位移峰值和加速度峰值的突变随着余震地震动强度的增大而增大,且结构随余震强度增大滞回耗能增长越明显,核岛结构的塑性损伤程度越大。

主余震序列型地震下AP1000核岛结构的动力响应分析

目前世界各国对建筑进行抗震设计基本上均采用单一主震地震动,不考虑主余震序列型地震动中余震对结构产生的损伤累积的影响。本文主要针对这一现象,对在主余震序列型地震动作用下的AP1000核岛结构的地震响应进行研究分析。采用有限元软件ABAQUS建立AP1000核岛弹塑性模型,余震的构造是以实际记录的主震为基础,通过主余震峰值比最终确定的。将主震地震动与余震地震动前后连接起来且中间加60s的时间间隔,最终构成所用的主余震序列型地震动。分析安全壳和屏蔽厂房的加速度、位移响应和损伤情况,研究结果表明:安全停堆地震作用下,余震时段和主震时段作用下核岛结构的塑性损伤指标很小,未进入弹塑性状态,余震对结构影响不大;超设计地震作用下,核岛结构进入弹塑性程度增大,随着余震的增大,核岛结构的塑性损伤指标增大,余震对结构的影响加剧。

考虑FSI效应的核岛结构楼层反应谱研究

地震荷载作用下,核岛结构的楼层反应谱是核电厂厂房内管道、设备等地震安全评价的重要输入,楼层反应谱的研究对设备抗震分析具有重要的意义。文章以新型压水堆核电厂核岛结构为研究对象,基于有限元软件开展安全停堆地震动作用下核岛结构数值模拟分析,探讨在考虑和不考虑流固耦合(Fluid-structure Interaction,FSI)效应两种情况下楼层反应谱的差异,并研究了考虑FSI效应时核岛结构楼层反应谱及反应谱峰值随结构高度的变化规律,分析不同阻尼比对楼层反应谱的影响。结果表明:考虑FSI效应使结构的主频降低,楼层反应谱峰值向长周期段移动;辅助厂房的约束作用导致屏蔽厂房下部参考点水平方向加速度反应谱表现出高频特性;随着核岛结构高度的增大,各楼层反应谱峰值整体呈现增大的趋势,辅助厂房的约束作用导致相应参考点加速度反应谱峰值较小;阻尼比大小影响加速度反应谱的峰值,但不改变反应谱的频谱特性。

AP1000核岛结构基础隔震设计与参数影响分析

基于ANSYS和Midas Gen软件建立AP1000核岛结构有限元模型,通过非线性时程分析方法模拟核岛结构的三维地震响应,对核岛结构在安全停堆地震作用下的响应规律及隔震控制进行研究。选取隔震周期、刚度比和屈重比为控制参数,分析不同隔震层参数对核岛结构地震响应的影响。研究表明:引入基础隔震技术,能有效降低核岛结构的地震响应;核岛结构随隔震周期的延长,顶点水平加速度和隔震层剪力均呈现明显减小趋势,屈重比和屈服前后刚度比随隔震周期的延长,对隔震核岛结构的地震响应影响越小。

复杂非均质场地条件下核岛厂房结构地震响应分析研究

考虑结构-地基动力相互作用是各国核电抗震规范的一致要求,其中,非均质地基动力特性的合理模拟是当前重要的关注之一。提出基于施加高阻尼并逐步移频抽取思想的阻尼溶剂逐步抽取法,最大限度地降低了阻尼溶剂抽取法数值实现中人工高阻尼与地基区域大小的相互制约性,进而耦合上部核岛厂房子结构,在有限元框架内建立了复杂非均质场地条件下核岛厂房结构地震响应分析模型,并给出了具体的实现公式,以便在通用有限元程序中的开发。以三维半无限空间方形地基以及非均匀分层地基的动力分析为例,针对上述计算模型进行具体验证,并就地基局部非均质对核岛厂房结构响应的影响进行探讨。计算结果表明,实测地基中所含捕虏体对核岛厂房结构的地震响应影响较小,而该模型表现出良好的精度和计算效率,以及更好地适用于地基非均质性以及表面几何结构复杂多变的情况。

“华龙一号”海外首堆核岛钢结构技术创新优化

本文以“华龙一号”海外首堆核电站为例,从钢衬里模块化、内穹顶技术优化、创新型外穹顶、不锈钢水池模块化、龙门架主框架分块模块、主设备翻转支架等方面进行了分析,对核岛钢结构进行了技术创新与优化,为“华龙一号”后续建设提供了有力支撑。

硬基岩场地SSE地震动作用下某核电厂核岛构筑物抗震评估

基于某压水堆电厂设计特点,简要介绍了结构抗震安全性评价中的关键技术问题。为了解结构在硬基岩场地SSE设计基准地震动作用下的地震反应特征和结构抗震安全性,构建核岛厂房结构三维精细化有限元模型;分别基于单一材料等效截面法和分层壳单元法模拟钢板-混凝土组合结构,分别基于Housner简化模型和三维液固耦合模型模拟核岛整体反应及水箱子结构液体晃动效应,分析了标准设计地震动作用下核岛厂房结构的地震反应特征。结果表明,硬基岩条件下,结构内力和变形可以满足设计要求。

基于DSSEM的核电厂房结构楼层反应谱分析

核电厂房的楼层反应谱在地基适应性分析以及设备的抗震设计中具有重要的意义,伴随着我国核电厂址条件的日趋复杂化,合理有效的无限地基模型成为需要解决的关键技术问题。为解决此问题,发展了基于阻尼溶剂逐步抽取法无限地基时域模型,进而耦合核电厂厂房结构,在有限元框架内建立了适用于非均质场地条件的核岛厂房-地基动力相互作用分析模型,并给出了该模型在通用有限元软件ANSYS嵌入的开发流程,以推进动力相互作用时域数值分析的实用化。以三维全空间中的球形空腔动力变形为例,针对上述开发模型进行了验证,并就不同无限地基模型对核电厂楼层加速度反应谱的影响进行了探讨。计算结果表明,该模型在求解复杂非均质地基条件下的核岛-地基相互作用问题具有良好的可靠性和工程适用性。

非基岩场地核电厂CAP1400结构地震反应分析

针对核电工程的新型核岛结构CAP1400,建立屏蔽厂房和辅助厂房结构的整体有限元模型,进行模态分析获取了核岛结构的振动模态.进一步采用有限元模拟非基岩场地,考虑岩土与结构相互作用,针对不同的地震动情况开展不同剪切波速岩土场地上核岛结构的地震反应分析.研究表明:非基岩场地使核岛结构基础处的实际地震动输入有显著的改变,随着场地岩土剪切波速的增加,核岛结构基础处反应的加速度和应力增大,而位移及加速度反应谱峰值所对应的周期值减小.建议核岛结构抗震设计中非基岩场地导致的土-结相互作用影响应予以考虑,但当场地岩土剪切波速值大于1 250m/s时,其影响可以忽略.

冬季低温条件下核安全相关的混凝土结构设计

以我国北方某核电厂核岛厂房结构为例,采用ANSYS有限元程序建立核岛厂房有限元模型,定量地分析了核岛厂房典型外墙配筋结果,并研究了在冬季低温环境下核岛厂房结构与核安全相关的适应性条件,从而为评估类似气候条件下核岛厂房的防冻安全措施提供参考资料。