強震下核島廠房地震反應及易損性分析.pdf

1、核電站鋼筋混凝土結構是保障核電工程安全的重要基礎設施，其運行服役期間的安全性是核電建設和發(fā)展的關鍵問題。核電站可能由于地震動作用的隨機性而遭受超設計基準地震動，導致核電結構破壞，引發(fā)核事故。并且相關實驗和研究表明地震作用下水箱的流固耦合作用對核島廠房的地震反應影響不可忽視。因此對核電工程的抗震安全進行數(shù)值分析，來了解不同強度地震下及不同水位下核電站的地震反應及破壞概率，這在評估核電站抗震性能、保障核電站正常運行中起到舉足輕重的作用。本文

2、從核島廠房在強震下流固耦合作用對結構地震反應的影響、重力水箱減震問題、水箱不同設計優(yōu)化方案、不同水箱水位下結構易損性以及在遠場和近場地震動下核島廠房的易損性方面做了深入研究。
　　本研究主要內容包括：⑴基于ALE流固耦合算法，分析在滿足RG1.60譜的核電地震波和EI-Centro波下改進優(yōu)化的屏蔽廠房的地震反應。研究改進優(yōu)化的屏蔽廠房不同測點的地震反應與水位高度、水位高度比以及質量比之間的關系，揭示它們之間的變化規(guī)律，得到最優(yōu)的

3、減震水位。在標準水位工況下提出兩種擋板優(yōu)化方案，得到在強震下最優(yōu)的減震設計方案，對水箱的內部結構進行優(yōu)化。⑵基于ALE流固耦合算法，運用回歸分析法、矩估計法和截斷的最大似然估計法對傳統(tǒng)屏蔽廠房進行地震易損性分析，三種方法相互驗證了結論的可靠性。在易損性分析中，結構屈服準則選擇第一強度理論，基于核島只能處于線彈性狀態(tài)的要求，對不同水位工況進行了易損性分析，得到最優(yōu)減震水位工況。在標準水位的前提下，制定四種擋板優(yōu)化方案，對比研究不同位置的擋

4、板下結構的破壞概率，得到最優(yōu)的設計方案。⑶建立了AP1000非隔震與隔震核島廠房有限元精細模型與無限元土體模型，考慮土體與結構的相互作用，劃分核島廠房的性能水準，以鋼筋拉應變和混凝土壓應變作為損傷指標，給出各個破壞狀態(tài)的量化指標限值，從而判斷核島廠房進入彈塑性階段時的損傷狀態(tài)。選取ATC-63建議的15組遠場地震動記錄，運用IDA和MSA方法對其進行易損性分析，得到遠場地震動下的易損性曲線，并將兩種方法進行對比分析，兩種方法得到的結果基