核電廠廠房結構地震反應分析.pdf

1、近二十年間，由于改善能源結構和轉變經(jīng)濟增長模式的需求，我國制定了大力發(fā)展核電的方針，在沿海各省建設多個核電站機組。但是以福島核電站泄露為代表的歷次核安全事故表明，核電廠抗震設計在核安全問題中至關重要。燃料廠房和安全廠房是與核安全直接相關的Ⅰ類物項，通常為鋼筋混凝土結構，以剪力墻結構為主，存在少量框架，環(huán)繞在安全殼周圍，結構形式較為復雜，且具有大空間、開洞多等不利于抗震的特點。燃料廠房和安全廠房具有重要的核安全職能，在地震作用下，能否保持

2、結構完好且功能正常，對整個核電廠的安全十分重要，為此，本文針對典型的核電廠燃料廠房和安全廠房結構進行有限元模擬，旨在分析燃料廠房和安全廠房的振動特性、線性與非線性情形下的地震響應，從而為相關廠房結構的抗震設計提供依據(jù)。主要研究內容和結論如下：
　　1、建立基于板殼單元的廠房結構彈性分析模型，通過模態(tài)分析研究其自振特性。分析結果表明廠房結構的前3階振型體現(xiàn)為整體平動，從第4階振型開始出現(xiàn)整體扭轉，第8階開始產(chǎn)生較多局部振型，抗震計算

3、時需試算更多的振型個數(shù)，使結構在水平方向上累計質量參與系數(shù)達到90％以上；X、Y方向的自振周期和質量參與系數(shù)比較接近，說明廠房結構兩個水平方向剛度總體比較均勻；模態(tài)分析所得自振周期為0.4s,與經(jīng)驗公式比較接近，因此此類廠房結構在設計初期，自振周期可通過高層剪力墻結構自振周期公式進行估算；
　　2、采取譜分析和時程分析的方法分別對彈性階段廠房結構進行三方向地震動輸入，得出其在設計運行安全地震動下的位移響應與加速度響應，并給出各樓層

4、地震作用效應值作為設備地震反應分析的參數(shù)估計。位移分析結果表明，在水平方向峰值加速度為0.15 g反應譜與時程輸入下，結構體系最大層間位移角僅為1/1156，仍處于彈性階段，結構可保證安全運行。樓層譜分析結果表明，樓層加速度在結構自振周期附近有顯著放大效應，在更高頻段與低頻段衰減較快，因此樓層設備應注意避免與結構自振頻率相近；
　　3、嘗試采用分層殼單元建立剪力墻彈塑性模型，通過兩個算例比較分析模型與試驗模型的骨架曲線與對應位移下

5、應力狀態(tài)，驗證了分析模型的可行性。在此基礎上，對基于分層殼單元建立的廠房結構輸入以我國現(xiàn)有核電廠抗震設計規(guī)范設計譜為目標譜所擬合的三向人工地震動，結果表明，在遭受加速度峰值為0.3g，即1.5倍于核電廠極限安全設計地震動時，燃料廠房和安全廠房均進入弱非線性階段，最大層間位移角為1/549,約為我國抗震設計規(guī)范所規(guī)定剪力墻結構極限彈塑性位移角的21.8%，整個結構體系只發(fā)生輕微破壞。對結構進行P us ho ver分析，結果表明，廠房結構