考虑重力冷却水箱流固耦合效应的核岛结构地震反应分析
发布时间:2020-06-08 02:54
【摘要】:进入21世纪以来,我国的核电厂建设处于高速发展阶段,“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”被确立为国家科技重大专项,公共安全被列为重点研究领域,重大自然灾害监测与防御被列为优先主题。地震是影响核电厂安全运行的主要外部威胁之一,可能带来直接或间接的不利影响。与传统核电厂相比,新型压水堆核电厂引入了安全系统非能动理念,作为非能动安全壳冷却系统的重要组成部分,重力冷却水箱位于屏蔽厂房顶部,位置高、质量大,地震反应复杂,水体与结构之间的流固耦合效应会对结构的地震反应造成影响,需加以考虑。核岛结构不同于普通高层建筑,刚度大,重力冷却水箱的流固耦合效应能否降低结构地震反应并无统一结论。基于上述背景和问题,本文以某新型压水堆核电厂核岛结构(包括屏蔽厂房和辅助厂房)为对象,考虑屏蔽厂房顶部重力冷却水箱的流固耦合效应,从水箱模型振动台试验、水箱模型动力特性及数值方法验证、流固耦合效应对结构地震反应分析的影响和流固耦合效应简化模型等方面进行了详细地研究,得到了一定的成果,本文的主要工作和研究如下:1.按照相似理论设计了核岛结构重力冷却水箱1/16缩尺模型,进行了振动台试验,测量了结构的动力反应、动水压时程和波高衰减情况,评估了结构的刚度特性,识别了水体晃动频率和晃动阻尼比,验证了试验结果与现有规范和导则建议值的吻合程度。2.以振动台试验中的水箱模型为原型,利用有限元软件建立了数值模型,采用基于势能的流体单元和界面单元模拟模型的流固耦合效应以及自由液面的晃动情况,进行了模态分析和地震反应分析,通过等效模型的理论公式计算晃动频率,验证了等效方法的合理性,对比了动水压数据的数值分析结果与试验数据,验证了数值分析方法的合理性和准确性。3.对比了中美两国的核电厂抗震设计规范,两国规范在设防目标、加速度峰值、设计反应谱控制点、不同频段的反应谱值等方面存在一定的差异。4.利用有限元软件分别对考虑流固耦合效应和不考虑流固耦合效应的两个模型进行了模态分析和地震反应分析,对比了核岛结构的自振频率,分析了水箱结构、屏蔽厂房和辅助厂房上参考点的加速度反应、楼层反应谱以及有效应力,研究了流固耦合效应对核岛结构地震反应的影响。5.基于Housner模型,推导了可用于核岛结构三向地震反应分析的简化模型,计算了简化模型中的相关参数,利用有限元软件分别对核岛结构流固耦合模型和简化模型进行了模态分析和地震反应分析,对比了两个模型在水体一阶晃动频率、结构前两阶自振频率上的相对误差,研究了简化模型与流固耦合模型在结构加速度反应、楼层反应谱以及有效应力等方面的吻合程度,探讨了简化模型的适用范围。
【图文】:
经济技术的快速发展,人类对能源的需求越来越大,能源已经会发展的重要因素。由于传统能源(如煤炭、石油等)储量有能力,并且在使用过程中会产生大量二氧化碳、二氧化硫等有效应加剧并带来严重的环境污染问题,世界各国都在大力开发源。风能、太阳能等能源虽然早已被开发利用,但是由于能量条件影响较大,在能源结构中所占比例较小。作为新型清洁能源的一种,以其经济性强、运行稳定、污染小界各国广泛采用。1942 年 12 月,出于研制核武器的目的,在家 Enrico Fermi 的领导下,美国率先实现了铀原子核链式裂变学,建成了人类历史上第一台核反应堆,,开启了人类原子能时联利用浓缩铀作燃料,采用石墨水冷堆,建成了世界上第一座出了核设施从军用到民用的第一步。截止到 2018 年 2 月,全共 449 台,总装机容量 392610MW[1],在建核电机组共 56 台PWR)核电机组为主,占比约为 65%,其次是沸水堆(BWR-1 和图 1-2 所示。
核电机组堆型数量Fig.1-2Numbersofnuclearreactortypes
【学位授予单位】:北京工业大学
【学位级别】:博士
【学位授予年份】:2018
【分类号】:TM623;TU311.3
本文编号:2702423
【图文】:
经济技术的快速发展,人类对能源的需求越来越大,能源已经会发展的重要因素。由于传统能源(如煤炭、石油等)储量有能力,并且在使用过程中会产生大量二氧化碳、二氧化硫等有效应加剧并带来严重的环境污染问题,世界各国都在大力开发源。风能、太阳能等能源虽然早已被开发利用,但是由于能量条件影响较大,在能源结构中所占比例较小。作为新型清洁能源的一种,以其经济性强、运行稳定、污染小界各国广泛采用。1942 年 12 月,出于研制核武器的目的,在家 Enrico Fermi 的领导下,美国率先实现了铀原子核链式裂变学,建成了人类历史上第一台核反应堆,,开启了人类原子能时联利用浓缩铀作燃料,采用石墨水冷堆,建成了世界上第一座出了核设施从军用到民用的第一步。截止到 2018 年 2 月,全共 449 台,总装机容量 392610MW[1],在建核电机组共 56 台PWR)核电机组为主,占比约为 65%,其次是沸水堆(BWR-1 和图 1-2 所示。
核电机组堆型数量Fig.1-2Numbersofnuclearreactortypes
【学位授予单位】:北京工业大学
【学位级别】:博士
【学位授予年份】:2018
【分类号】:TM623;TU311.3
【参考文献】
相关期刊论文 前10条
1 王涛;王飞;侯钢领;丁路通;;核电厂隔震结构的振动台试验研究[J];工程力学;2014年10期
2 赵春风;陈健云;;基础隔震系统对核电站安全壳抗震的影响[J];爆炸与冲击;2014年05期
3 贺秋梅;李小军;张江伟;李亚琦;;某高温气冷堆核电厂结构地震反应分析[J];震灾防御技术;2014年03期
4 王晓磊;侯钢领;吕大刚;;某核电站安全壳1:15模型振动台试验[J];工程力学;2014年S1期
5 张有佳;李小军;贺秋梅;;基于分层壳单元的安全壳结构有限元分析[J];建筑科学;2014年05期
6 王剑楠;卢金树;朱哲野;朱发新;;船舶液货舱晃荡模拟系统研制[J];浙江海洋学院学报(自然科学版);2014年03期
7 魏凯;袁万城;伍勇吉;游科华;;深水桥梁群桩-桁架组合基础抗震性能分析[J];同济大学学报(自然科学版);2013年10期
8 侯春林;李小军;潘蓉;朱秀云;;AP1000设计地震反应谱在具体厂址评价中的应用[J];原子能科学技术;2013年07期
9 林皋;;核电工程结构抗震设计研究综述(Ⅰ)[J];人民长江;2011年19期
10 侯钢领;陈树华;李冬梅;;核电厂安全壳隔震减振分析[J];核动力工程;2011年S1期
本文编号:2702423
本文链接:https://www.wllwen.com/jingjilunwen/jianzhujingjilunwen/2702423.html