上海环球金融中心结构简化弹塑性时程分析及试验验证

鉴于上海环球金融中心结构体系及结构布置的复杂、结构高度及体型的超限,为了确保该建筑结构的抗震安全性和可靠性,除进行常规的计算分析外,还应对该结构进行弹塑性时程分析。本文建立了该结构的弹塑性时程分析简化模型,并编制了相应的计算程序。为了检验结构弹塑性时程分析的可靠性,首先对振动台试验的模型结构进行弹塑性时程分析,以便和试验数据进行对比。在此基础上对原型结构进行弹塑性时程分析,并对该结构进行了抗震性能评价。     

基于破坏指标界限值的结构抗震可靠度分析

结构抗震可靠性的分析一般即采用动力可靠度的研究方法进行。本文提出了进行结构抗震可靠度分析与计算的一种新方法,即基于破坏指标界限值的结构抗震可靠度分析方法。该方法在标定结构破坏指标范围进行破坏等级划分的基础上,采用JC法对结构在不同烈度地震作用下的各破坏状态概率进行计算,从而完成对结构抗震可靠性的分析。计算实例表明,该方法与经典动力可靠性分析所得结论相一致,这表明了本文方法的正确与可靠。     

局部双层网壳结构的自振特性分析

局部双层网壳结构是空间结构中常见的结构形式,自振特性分析有助于进一步分析结构在地震作用下的响应特性。ANSYS和FEAP有限元分析方法对结构分别进行了计算,得出了结构的基频和振型,通过对两者的比较和分析,了解了局部双层网壳结构的自振特性。     

考虑土-结构相互作用的空间网格结构地震响应分析

阐述了人工黏弹性边界的机理及实现地震动输入的方法,采用MATLAB软件编制了等效节点荷载计算程序。通过算例分析将理论解与数值解进行对比,验证了程序的正确性。利用ABAQUS软件建立了位于典型软土场地的正放四角锥网架土-结构相互作用体系数值仿真模型,分析了考虑土-结构相互作用后对结构动力特性的影响,并且对土-结构相互作用体系进行了动力时程分析,得到了网架结构的加速度响应、相对位移和杆件内力的分布规律,并与刚性地基假定下结构的响应进行了对比和分析。结果表明,考虑土-结构相互作用后分析所得结构峰值加速度、相对位移和杆件内力等性能指标均有显著增大。不考虑土-结构相互作用可能会低估软土场地上的空间网格结构的地震响应。进行软土场地上空间网格结构工程抗震分析时应考虑土-结构相互作用对结构地震响应的影响。     

网壳结构的二维地震响应分析

网壳结构是空间结构中常见的结构形式,利用ANSYS有限元分析方法对局部双层网壳结构进行了地震作用时程分析计算,得到了结构杆件的内力、节点和位移,对结构动力响应在线性、几何非线性及几何和材料非线性情况下进行了分析对比,分析结果表明:网壳结构在二维地震作用下应该考虑几何和材料非线性的影响.     

基于性能的基础隔震钢筋混凝土框剪结构的倒塌可靠度分析

利用基于性能的结构可靠度分析方法,对基础隔震钢筋混凝土框剪结构进行分析研究。选取20条实际地震动记录,以0.2g为步长对结构地震动参数PGA进行调幅后,建立了140个结构-地震动样本空间。选取上部结构的最大层间位移角、隔震层位移为量化指标,对每一个样本进行动力非线性时程分析后,将结构响应进行统计得到结构在各地震动强度下超越极限破坏状态的概率,将其绘制成基础隔震钢筋混凝土框剪结构的易损性曲线并利用整体可靠度方法分析结构发生倒塌的可靠度指标。该方法直观地反映了结构发生倒塌的概率,为结构的地震损失评估提供依据。     

浅埋软土地铁车站地震响应数值分析

采用大变形和粘性边界条件,建立土-结构相互作用的二维动力模型,对浅埋软土场地地铁车站地震荷载作用下的动力响应进行数值研究,分析了地铁车站结构的水平相对位移反应和加速度反应,研究了地铁车站结构的埋深对结构地震位移的影响,并对地震作用下对地铁车站结构的内力进行了比较分析,对地铁车站结构的抗震设计提出了一些看法和对策.     

结构特征及场地类别对复合隔震结构地震反应的影响

对并联复合隔震结构的地震反应性能进行了分析。通过有限元软件模拟并联复合隔震结构试验确定了软件分析所需的一些参数,利用这些参数建立了并联复合隔震结构工程模型,并对其进行了时程分析。结果表明,复合隔震结构的基底剪力和位移在不同结构特征、不同场地类别和不同地震烈度下反应不敏感,说明其在设计与应用时非常有利。     

某核电站常规岛抗震分析

核电常规岛主厂房与一般火力发电主厂房结构特点不同,其结构布置很不规则,质量分布也不均匀.本文使用有限元分析软件ANSYS建立力学模型,对常规岛结构进行了抗震分析,主要运用了振型分解反应谱法对结构进行了内力计算,为结构设计奠定了基础.     

立面开大洞复杂高层结构的整体抗震性能评价

本文针对某平面不规则、立面开大洞、带高位转换层的超限复杂高层结构,首先建立了整体模型结构的非线性计算模型,根据振动台试验结果选择了材料非线性参数,进行了弹塑性时程分析,并对模型结构及参数进行了验证。用验证过的模型和参数对原型结构进行了弹塑性时程分析,并对该结构作出整体抗震性能评价。通过本文分析表明,按照试验微粒混凝土材性试验数据,考虑附加质量建立的计算模型,能较好地捕捉到整体结构初始时的频率、振型等动力特性;选择现有的软件确定构件的本构关系,将其输入通用程序进行弹塑性时程分析,能够获得结构的非线性动力反应;通过模型乃至原型结构的弹塑性时程分析,可以对该立面开大洞复杂结构整体抗震性能作出合理评价。     

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

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。     

软土地基核电厂房动力响应振动台试验

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。     

基于ANSYS软件的联合布置弹簧汽机基础结构抗地震优化设计

选取某1000 MW级燃煤电厂联合布置弹簧基础结构为研究对象,建立包括基础结构及主厂房结构的有限元模型;然后在有限元模型的基础上,对联合布置汽机基础结构进行基于大质量法的地震时程分析.根据分析结果,基于有限元软件ANSYS提供的优化算法,以基础柱尺寸、位置为设计变量,汽机轴承中心高度的节点处地震响应加速度为目标函数,对...     

核电站结构隔震研究进展

基底隔震已经大量应用于一般民用建筑中,被认为是在剧烈地震中保护建筑物最具发展前景的技术之一,但对于核电站这类特殊的建筑物应用较少,且研究比较薄弱。介绍了核电站水平及三维隔震装置的研发及性能测试,概述了核电站隔震系统抗震性能的研究进展和核电站隔震设计规范,指出了在核电站中应用隔震技术还有待解决的问题,对今后核电站隔震的研究提出了一些建议。     

某高温气冷堆核电厂结构地震反应分析

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.     

GROUND-WATER USE FOR NUCLEAR POWER PLANTS

Abstract. The uses of water for nuclear power plants consist of the following: service water, emergency cooling water, domestic (potable, sanitary), construction, and fire fighting. The quantity of water for these various uses may range from 10 gpm (0.63 1/s) for domestic supplies to greater than 100,000 gpm (6309 1/s) for service water and emergency cooling water supplies. Historically, the source of water for nuclear power plant use has been surface-water bodies, such as rivers, lakes, oceans, and man-made canals. Ground-water sources have supplied relatively small quantities of water for plant use, mainly domestic and construction supplies. A survey of 123 nuclear power plant sites which are either built, under construction, or planned, revealed that about 3 percent of all plant water supplies is derived from ground-water sources. Presently, four nuclear power plants intend to use ground water in relatively large quantities (as service water and emergency cooling water). Two of these plants will use ground water via induced infiltration from radial collector wells, and the other two plants intend to withdraw ground water from deep wells (1,000 feet) from a confined aquifer. Another plant, under construction, intends to use sewage effluent which is originally derived from a combination of surface and ground water.     

Dynamic response and optimal design of structures with large mass ratio TMD

This paper investigates the dynamic behavior and the seismic effectiveness of a non‐conventional Tuned Mass Damper (TMD) with large mass ratio. Compared with conventional TMD, the device mass is increased up to be comparable with the mass of the structure to be protected, aiming at a better control performance. In order to avoid the introduction of an excessive additional weight, masses already present on the structure are converted into tuned masses, retaining structural or architectural functions beyond the mere control function. A reduced order model is introduced for design purposes and the optimal design of a large mass ratio TMD for seismic applications is then formulated. The design method is specifically developed to implement High‐Damping Rubber Bearings (HDRB) to connect the device mass to the main structure, taking advantage of combining stiffness and noticeable damping characteristics. Ground acceleration is modeled as a Gaussian random process with white noise power spectral density. A numerical searching technique is used to obtain the optimal design parameter, the frequency ratio alpha, which minimizes the root‐mean‐square displacement response of the main structure. The study finally comprises shaking table tests on a 1:5 scale model under a wide selection of accelerograms, both artificial and natural, to assess the seismic effectiveness of the proposed large mass ratio TMD. Copyright © 2011 John Wiley & Sons, Ltd.     

高温气冷堆核电厂建筑结构采用不同有限元模型的模态分析对比研究

建立有限元模型是核电厂建筑结构模态分析的重要前提。本文以某高温气冷堆核电厂建筑结构为原型，在分析方法相同的前提下，建立2种不同模型（Solid模型和Shell模型），并对这2种模型进行模态分析。重点分析、对比2种模型的自振频率和振型图，计算分析表明:Solid模型与Shell模型相比，计算得到的结构自振频率值较高，但两者的差异很小，前30阶自振频率相对误差小于3.4%；2种模型的计算结构振型基本一致。研究结果可为核电厂抗震性能分析和设计提供参考。     

Study on Site Specific Design Earthquake Ground Motion of Nuclear Power Plants in China1

The main technical backgrounds and requirements are introduced with regard to earthquake ground motion design parameters in several domestic and American standards,codes and guides involved in the seismic analysis and design activities of nuclear power plants in China.Based on the research results from site seismic safety evaluation of domestic nuclear power plant projects in the last years,characteristics and differences of site specific design spectra are analyzed in comparison with standard response spectra,and the suitability of standard response spectra for domestic nuclear power plant projects is discussed.     

Study on Site Specific Design Earthquake Ground Motion of Nuclear Power Plants in China

The main technical backgrounds and requirements are introduced with regard to earthquake ground motion design parameters in several domestic and American standards, codes and guides involved in the seismic analysis and design activities of nuclear power plants in China. Based on the research results from site seismic safety evaluation of domestic nuclear power plant projects in the last years, characteristics and differences of site specific design spectra are analyzed in comparison with standard response spectra, and the suitability of standard response spectra for domestic nuclear power plant projects is discussed.