主余震地震序列作用下核岛厂房的动态响应与易损性分析

发布时间：2020-06-16 13:24

【摘要】：核电站作为一个复杂的系统工程,一旦在地震作用下发生破坏,其导致的经济损失和人员伤亡是不可估计的。虽然核电站的选址非常严格,发生高强度地震的可能性较低,但是核电站经历超设计地震动作用的情况也时有发生,故在核电厂的安全设计中,核电站的抗震性能是必须考虑的一个重要因素。一场强震过后往往伴随着许多的余震,而我国的抗震设计规范主要考虑的还是单一地震,大量的震害实例表明,经历过多次地震作用的建筑物的破坏状态要比仅承受单次地震作用的破坏状态更明显。因此研究核电站是否具有继续抵抗余震地震作用的能力,对于核电站的抗震设计具有重大意义。本文以AP1000核岛厂房为研究对象,对其在主余震情况下的地震性能进行了研究,旨在对核电站的地震安全评估提供一些可行性建议。本文主要工作有:(1)基于ANSYS软件建立了AP1000核岛厂房有限元模型,选定了隔震支座并建立了基础隔震核岛厂房有限元模型,对两个模型分别进行了模态分析得到了模型的周期、频率和振型,对比分析了隔震系统的合理性,验证了模型的可靠性。(2)分析了在主余震地震序列作用下非隔震与隔震核岛厂房的动态响应,并给出了不同地震序列作用下核岛厂房的加速度反应谱,讨论了余震作用对于结构的影响。研究表明,余震的影响与主震的震级和余震自身的频谱特性有关,采取基础隔震措施能降低核岛厂房的在主余震作用下的地震响应。(3)对于非隔震核岛厂房,选定混凝土的应变作为损伤指标研究了核岛厂房在主余震地震序列作用下的易损性,对比分析了不同余震幅值对结构易损性的影响。研究发现,余震作用确实会对核岛厂房的损伤产生影响,且余震幅值的增大会导致核岛厂房的破坏概率提高10%~40%。(4)对于基础隔震核岛厂房,分别基于增量动力分析(IDA)和多样条分析(MSA)的易损性分析方法研究了隔震核岛厂房的地震易损性,选定了隔震层的变形系数为损伤指标。对两种方法得到的易损性曲线进行了对比,两种方法所得曲线相差不大,验证了结果的合理性。
【学位授予单位】：合肥工业大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2019
【分类号】：TM623
【图文】：

图 2.8 Combin14 单元力学模型Fig 2.8 The mechanical principle ofcombin14 element建模后的 AP1000 核岛厂房总质量为算出隔震支座的数量为 387 个，平均每而所选的隔震支座的最大承载力为 7853隔震支座的布置如图 2.10 所示，隔震核ifk N式中 m 是结构的总质量，k 为结构的总刚隔震支座的刚度。

【参考文献】

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本文编号：2716103