核電廠安全殼及某抗震Ⅰ類設備的抗震裕度評估方法研究.pdf

1、東日本3.11大地震中福島核電事故引起公眾對核電廠在大震中安全性的廣泛關注。核電廠超設計基準地震動作用下的安全裕度研究將給出核電廠高置信低失效(HCLPF)的抗震能力，為我國核電發(fā)展決策部門提供參考，并有助于公眾對核能安全的認知。目前，關于核電廠抗震裕度評估方法的研究主要有NRC-SMA、EPRI-SMA和PSA-based SMA三種。NRC-SMA采用地震易損性方法(SFA)計算系統(tǒng)、構(gòu)件及組件(SSC)的HCLPF值，后兩種方法則

2、通過保守確定性失效方法(CDFM)進行評估。然而，SFA和CDFM均基于彈性分析，即使結(jié)合非彈性耗能因子考慮材料的非線性也難以準確評估核電廠抗震裕度。本文基于國內(nèi)外核電廠抗震裕度評估方法研究，以安全殼及某抗震Ⅰ類設備為研究對象開展工作并取得如下研究成果：
　　1．選取國內(nèi)外四種典型核電廠設計譜，分別研究了其確定方法及過程，并分別作為審核地震動對比分析了我國現(xiàn)有某堆型安全殼抗震裕度評估結(jié)果，發(fā)現(xiàn)按我國規(guī)范反應譜進行安全殼評估抗震裕度

3、偏低，建議我國核電廠進行抗震裕度分析時應選取既有大震強震記錄作為審核地震動。同時，對比分析了SFA和CDFM方法求解安全殼抗震裕度的結(jié)果，揭示了CDFM方法得到的抗震裕度可達到84％置信度。
　　2．采用點估計方法，研究了設備支撐結(jié)構(gòu)參數(shù)不確定性對結(jié)構(gòu)樓層響應敏感性的影響，揭示了參數(shù)不確定系數(shù)取值大小與樓層譜敏感性強弱不具有對應關系。建議設備抗震裕度評估中應采用點估計方法綜合考慮結(jié)構(gòu)參數(shù)不確定性對支承設備的影響。
　　3．研

4、究了規(guī)范中考慮參數(shù)不確定性的設備抗震時程分析方法在核電廠設備抗震裕度評估中的適用性。加速度反應譜比較結(jié)果表明規(guī)范方法在高、低頻區(qū)段保守，在中頻區(qū)段偏于不安全。建議應采用具有一定保證率的樓層響應參數(shù)對應時程曲線作為輸入進行設備抗震裕度評估。
　　4．設計完成了核安全殼的內(nèi)部結(jié)構(gòu)及屏蔽廠房地震模擬試驗，探討了考慮土-結(jié)構(gòu)相互作用、不同地震動強度輸入樓層加速度響應在時域和頻域中的差異，給出了設備IDA分析中設備輸入增量與計算基巖頂面增量