筒体-环形组合建筑结构安全措施效果研究

由于核电产业的普及、优质地基的减少以及对近断层的研究还不够全面深入,AP1000堆型三代半非能动筒体-环形组合厂房的场址可能面临近场地震动作用,并很有可能选择在非基岩场地建设,因此评估其抗震性能和可靠度十分必要。首次考虑硬土地基和水平位移限制器对结构的双重影响,针对厂房底板基础隔震措施在近场地震动作用下的效果问题,根据ATC-63选取15组远场地震动和14组近场地震动,以材料应变作为损伤指标,对比研究有无隔震装置AP1000堆型筒体-环形组合厂房的地震损伤,论证该建筑结构基础隔震措施在近场和远场地震下的不同作用效果。结果表明,所设计的筒体-环形组合厂房基础隔震措施在近场地震动作用下具有明显的隔震效果,但其效果要小于远场地震动;近场地震动下,有隔震装置厂房第四等级损伤安全度比无隔震装置厂房要小,但仍然满足有关标准的要求,因此其具有在非基岩场地下近断层区域建设的可行性。     

考虑流固耦合作用AP1000核电厂屏蔽厂房减震效应研究

为了研究地震作用下AP1000核电厂重力水箱的减震作用。本文基于任意拉格朗日欧拉流固耦合算法,建立AP1000核电厂屏蔽厂房重力水箱8种水位工况的全耦合精细有限元分析模型,分析满足RG1.60反应谱的核电人工波作用下重力水箱的动力响应,参数化分析屏蔽厂房不同位置的加速度和位移响应与水箱水位高度、空气高度、水位高度比以及水箱振荡频率之间的相互作用规律和机制,探究核电厂重力水箱的最优减震水位。计算结果表明:在满足核电厂供水的条件下,当水位为工况3,水位高度为8.8 m,水位高度比为0.75时,AP1000核电厂屏蔽厂房动力响应最小,减震效果最优。     

AP1000核电站屏蔽厂房BIS-TMD新型结构及其抗震性能研究

针对核电站传统结构在服役期间可能出现的地震破坏,应用建筑结构隔震减震技术,将AP 1000核电站的非能动安全理念推广到结构抗震领域,提出了屏蔽厂房基础隔震-调频质量阻尼(BIS-TMD)新型结构,大幅度地提高了屏蔽厂房的抗震安全。基于屏蔽厂房各部分的功能要求,修改了屏蔽厂房各部分的连接方式,在增加附加质量很小的情况下,实现了本新型结构。基于AP 1 000基础隔震结构的研究成果,构建了本新型结构的参数优化模型,给出了TMD支座的选型参数,研究了本新型结构的减震机理。通过与传统结构、基础-隔震结构和TMD结构等比较,表明了本新型结构综合了BIS和TMD的优点,能够很好地抵御地震大小和频谱、重力水箱水质量、TMD支座和BIS支座力学性能等因素变化对减震效果的影响;具有显著的减震效果,稳定的抗震鲁棒性和良好的场地适用性,能够很好地满足核电站抗震安全的要求。     

核电结构PCS水箱液动压力分析等效模型

中国核电厂抗震设计规范推荐采用的Housner模型不适用于复杂形状核电储液结构的流固耦合分析。对于AP1000和CAP1400核电站屏蔽厂房顶部非能动安全壳冷却系统重力水箱(简称PCS水箱),基于圆柱形水箱的Housner等效质量-弹簧模型,通过引入水箱体积修正参数,提出PCS水箱的三维等效质量-弹簧模型。采用有限元软件ADINA建立水箱结构流固耦合整体有限元模型以进行模态分析,计算分析PCS水箱和对应环形水箱在不同尺寸和液体深度条件下的液体晃动自振特性。对比整体有限元模型与三维等效质量-弹簧模型计算结果发现,提出的PCS水箱三维等效质量-弹簧模型能给出其内液体晃动各阶振型的液动压力合理估计值,适用于具有复杂形状的PCS水箱液动压力分析。本文的等效模型方法可推广应用于其他复杂形状水箱的液动压力分析。     

AP1000核电厂模型基底隔震振动台试验研究

为研究AP1000核电厂基底隔震性能,设计了缩尺比为1/40的AP1000核电厂模型结构,进行了AP1000核电厂模型基底隔震振动台试验。试验中采用铅芯橡胶隔震支座进行隔震,并选取RG1.60人工波、El Centro波和Kobe波作为地震动输入。本文从加速度响应、楼层加速度反应谱、加速度峰值放大系数、减震率等方面对隔震与非隔震核电厂结构的地震响应特性进行了研究。试验结果表明:隔震能明显减小上部结构水平向加速度响应和加速度反应谱峰值,而在隔震频率处隔震模型加速度反应谱有所增加;隔震模型由于摇摆效应在隔震频率处的水平向楼层加速度反应谱随楼层高度的升高先减小后增大;在三向输入地震动作用下,隔震和非隔震AP1000模型各楼层在竖向基频附近的竖向加速度反应谱较竖向输入的地震动放大较为明显。     

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%。     

Earthquake Response Analysis of Soil-reactor Plant-nuclear power Auxiliary Plant Interaction System

土-结构相互作用分析是核电结构抗震设计的重要环节,考虑到附属厂房可能导致反应堆厂房处于最不利工况状态,对地基土-反应堆厂房-核电辅助厂房结构相互作用体系地震响应进行研究。基于PASSI算法,提出显-隐式单元层计算方法,实现显、隐式交替计算,保持高效性的同时,提高计算稳定性。通过场地分析算例和土-结构相互作用分析算例,与ABAQUS软件计算结果进行对比,验证计算方法的可行性。以某核电站为对象,分析同一基础上相邻厂房对反应堆厂房地震响应的影响。研究结果表明,在基岩场地上,安全厂房通过基础和场地对反应堆厂房的作用较小,对反应堆厂房地震响应的影响较小;地震动输入下,燃料厂房和电器厂房加大了反应堆厂房位移峰值,减小了反应堆厂房加速度反应谱峰值,并使反应堆厂房顶部点加速度反应谱峰值向高频移动;与反应堆厂房共用同一基础的辅助厂房,应与反应堆厂房作为整体进行地震响应分析,至少应将与反应堆厂房相连的辅助厂房作为整体进行分析。     

大跨度空间网格结构多维多点随机地震反应分析

本文建立了三维正交地震动多点激励下大跨度空间网格结构的随机地震反应分析方法,依据现行抗震设计规范的有关规定,确定了平稳随机地震动功率谱密度的模型参数。数值仿真分析了一柱距80m的正方形平板网架分别在一维地震动或三维地震动的一致激励、行波激励和考虑部分相干效应的随机激励下的地震反应。结果表明:考虑地震动的空间效应会很大程度地改变结构杆件的内力,其中控制杆件的内力增幅达到30%;地震动的行波效应对结构杆件内力的影响比随机地震动的部分相干效应的影响更大;三维地震作用比一维地震作用下结构杆件的内力大。由此得出结论,对于大跨度空间网格结构,必须进行多维多点地震激励下的随机地震反应分析。     

极限安全地震动下考虑土-结构相互作用的核电站安全壳响应分析

根据黏弹性人工边界的基本原理,结合有限元分析软件ABAQUS和MATLAB辅助程序,在地基有限区域上添加黏弹性人工边界并实现极限安全地震动的输入。基于ABAQUS软件平台,对CPR1000安全壳构建了土-结构相互作用体系的数值模拟模型,分析其在极限地震动下的动力响应,并将计算结果与考虑刚性基础的安全壳结构响应数据进行对比。结果表明:核电站CPR1000安全壳结构在极限安全地震动下仍能保持良好的密闭性。考虑土-结构相互作用后分析所得安全壳结构受到的应力、加速度峰值和相对位移均有所增大,使用刚性地基模型要偏于危险。     

简支梁桥减震半主动控制算法研究

总结了6种半主动控制算法,采用黏滞阻尼器,对一座三跨简支梁桥进行了不同地震动输入下的半主动控制地震反应计算分析,比较分析了不同地震动输入和半主动控制算法对简支梁桥地震反应控制效果的影响。结果表明,半主动控制能有效地减小桥梁结构的大部分地震反应,同时可能会放大另外部分地震反应,这与地震动输入密切相关,不同地震动输入下的控制效果各不相同。所提六种半主动控制算法中,算法2、5、6对该简支梁桥地震反应的减震效果相对最好,这与各种算法的阻尼器耗能大小有关。     

强震作用下核电站反应堆厂房结构的抗震性能分析

以位于强震区的国外某核电站为研究对象,建立考虑弯剪耦合非线性变形特性的反应堆厂房结构的集中质量模型,运用Open Sees软件对反应堆厂房结构进行动力弹塑性时程分析,研究反应堆厂房结构在设计基准地震和超设计基准地震作用下的地震反应特性,并且对反应堆厂房结构的抗震性能和抗震安全裕度进行评价。结果表明,在设计基准地震作用下,反应堆厂房结构变形较小,基本上处于弹性状态。在2倍设计基准地震作用下,反应堆厂房结构变形较大,个别构件呈现较为明显的非线性变形行为,特别是预应力混凝土安全壳底部的剪切变形已进入屈服状态。虽然在2倍设计基准地震作用下,反应堆厂房结构的部分构件发生开裂及屈服,但主体结构仍保持整体完好。因此,该反应堆厂房结构可满足抗震安全性要求并具有一定的抗震安全裕度。     

黄土高填方场地地震动参数特性分析

削山造地后形成的黄土高填方场地对地震动参数特性影响较大。以实际工程项目为研究对象,构造不同填土高度的计算剖面,采用一维等效线性化方法计算土层地震动参数,分析基岩地震动输入参数和填土高度对场地地表放大效应的影响。研究表明:场地地震放大系数随填土层的高度增加呈递减趋势。在多遇地震动和基本地震动作用下,场地地震放大系数递减速度比罕遇地震动和极罕遇地震动作用下要大。当填土高度达到一定程度后放大效应趋于平稳;填土高度的变化,会改变地表加速度反应谱的形状。填土高度越大,地表反应谱长周期的频谱成分越显著,反应谱曲线向后移,反应谱峰值点均明显向长周期移动,并出现多个峰值点,反应谱特征周期值变大;下伏基岩的刚度越大,地表峰值加速度的放大效应越大。地表加速度反应谱特征值相比变小。当填土高度增大到一定程度时,下伏基岩的种类对地表地震动特性影响则不明显。该研究成果对高填方场地的地震安全评价和结构抗震设计提供参考。     

多点激励下LRB隔震桥梁地震反应分析

研究了地震地面运动多点激励,即空间变化效应对装有铅芯橡胶支座（Lead Rubber Bearing）的连续梁桥地震反应的影响。首先,利用三角级数法生成了拟合规范反应谱的多点人工地震动时程;然后利用非线性时程分析法数值仿真并比较了某五跨LRB隔震连续梁桥在一致激励、仅考虑地震动行波效应、仅考虑地震动部分相干效应、同时考虑行波和部分相干效应以及同时考虑行波、部分相干和局部场地土效应等七种工况下结构的减震效果。行波效应和部分相干效应对铅芯橡胶支座隔震桥梁影响不大,而局部场地土效应对该类桥梁的地震反应分析影响很大,应该引起重视。     

基于一致可靠度的地震动记录样本容量确定方法研究

确定地震动输入样本容量是开展结构动力地震反应分析的重要环节,目前国内外关于地震动输入样本容量的讨论往往忽略或尚难以定量考虑结构地震反应估计的可靠度水平。以一实际钢筋混凝土框架结构为例,首先分析在大样本地震动作用下结构非线性地震反应的统计特征,研究估计结构地震反应时取样本最大值和平均值的差异,然后借助于假设检验分析结构地震反应的概率分布模型,给出基于一致可靠度的地震动样本容量确定方法,并对比分析单周期点、多周期点、谱值匹配调整地震动及人工合成地震动对样本容量需求的影响,为保证在小样本地震动输入下结构地震反应估计值满足给定可靠度和容许误差提供分析方法和判断依据。本文方法适应于定量确定不同结构类型和不同地震强度水平下的地震动样本容量需求,对建筑结构抗震性能评估及设计规范研究有一定意义。     

近断层地震动对电厂主厂房的地震响应影响分析

以某电厂主厂房为研究对象,以远断层地震动、近断层非脉冲地震动和近断层脉冲型地震动三组不同地震动作为输入,对主厂房钢支撑框排架结构开展弹塑性分析。对最大层间位移角、柱的残余位移、基底剪力等指标在不同地震强度下进行了统计对比。研究发现,在设防地震作用下,三类地震动引起结构响应差异不明显;在罕遇地震作用下,近断层脉冲型地震动引起的结构响应与远断层和近断层非脉冲地震动引起的结构响应差异显著。研究工作对电力厂房在近断层脉冲型地震动下的响应进行分析研究,通过对比说明考虑近断层脉冲型地震动对于电力厂房结构抗震分析的重要性。     

地震动空间相干效应对大跨度斜拉桥随机地震反应的影响

随着斜拉桥跨度的增大,地震动空间效应对结构地震反应的影响成为新的研究课题.基于随机振动理论,以苏通长江公路大桥为背景,分析地震动空间相干效应对大跨度斜拉桥地震响应的影响规律.研究表明:考虑地震动相干效应后,结构的内力和位移响应明显增大,且相干效应对主梁和索塔内力与位移的影响程度及规律也不尽相同,须区别对待分析.由此得出结论,对大跨度斜拉桥进行随机地震响应分析时,必须考虑地震动的空间相干效应.     

深厚软弱场地上城市大跨径桥梁地震安全对策研究

以建于深厚软弱场地上的某大跨径桥梁为例,研究了不同地震动强度下场地的地震动特征、地震动的空间效应以及不同冲刷工况下场地地震动效应的差异,分析了深厚软弱场地特定地震动效应对大桥安全性的影响,提出了工程建设不同阶段大桥的地震安全对策。     

钢框架-钢筋混凝土剪力墙结构的地震能量反应分析

以17个钢框架-钢筋混凝土剪力墙混合结构为样本,选取结构自振周期T和结构刚度特征值λ作为分析参数,分析它们在不同类型地震动下的地震能量反应。研究表明,混合结构体系在地震作用下总输入能的大小主要与结构的自振周期以及地震动类型有关,剪力墙与钢框架之间的刚度关系对总输入能影响不大;总输入能等效速度谱的形态受地震动类型的影响很大,同一地震动作用下,幅值与等效速度谱值之间基本能够维持线性增长的关系,但随着结构塑性发展的加剧,这种线性增长关系的离散度会变大;在结构自振周期不变化的前提下,结构的滞回耗能比以及底部剪力墙承担滞回耗能的比例都会随结构刚度比的增大而减小。     

考虑主余震作用下的核岛厂房结构易损性研究

一次强震常伴随着多次余震作用,且时间间隔较短。研究表明,主震诱发的系列余震会对原有结构造成进一步的累积损伤。核岛厂房结构作为核反应堆的最后一道防线,其在服役期间可能遭受主震和余震的累积作用。参考我国现行规范,定义了四类性能水准(PL)和三种极限状态(LS),以混凝土最大应变作为结构破坏指数(DI),以谱加速度S_a作为地震动强度指标(IM),提出一种考虑主余震序列作用下核岛厂房结构的易损性评估方法。选取PEER数据库地震记录,采用增量动力分析方法,给出了AP1000核岛厂房在420条主余震序列地震作用下的易损性曲线。定量分析了主震强度和主余震谱加速度比对核岛厂房结构易损性的影响。结果表明:核岛厂房的超越概率随着余震强度的增大而增大;余震在主震对结构损伤的基础上会加重核岛厂房的附加损伤;随着主余震谱加速度比从0.5增加到1.0时,核岛厂房结构破坏状态超越概率提高了10%～40%。     

CAP1400核岛结构缩尺模型对地震反应影响分析

针对核电厂CAP1400核岛结构地震反应问题,构建了核岛屏蔽厂房和辅助厂房整体结构的3个分析模型:原型和1/16、1/40缩尺模型,并在AP000谱和RG1.60谱地震动输入下进行了有限元模拟对比分析,探讨了振动台试验模型缩尺处理的合理性和精确性。研究表明,基于缩尺模型得到的结构自振频率相对于原型结构模型有所降低,降低幅度在8.5%以内;结构模型的缩尺对结构反应峰值加速度和高频（大于3Hz）加速度反应谱的影响较为显著,但对较低频（小于3Hz）的加速度反应谱影响较小;模型缩尺对结构不同方向反应的影响中,刚度越大的方向其影响越大。进一步将结构模型数值模拟结果与1/16缩尺模型的振动台试验结果进行了比较分析,试验给出的结构自振频率远低于模型数值模拟结果,但原型和1/16缩尺模型数值模拟得到的结构反应均与试验结果较为接近。基于模型数值模拟和振动台试验研究,认为对于缩尺比1/16或更大的模型可以忽略模型的缩尺效应。