核电厂安全壳及某抗震Ⅰ类设备的抗震裕度评估方法研究

发布时间：2020-10-22 20:18

　　 东日本3?11大地震中福岛核电事故引起公众对核电厂在大震中安全性的广泛关注。核电厂超设计基准地震动作用下的安全裕度研究将给出核电厂高置信低失效(HCLPF)的抗震能力,为我国核电发展决策部门提供参考,并有助于公众对核能安全的认知。目前,关于核电厂抗震裕度评估方法的研究主要有NRC-SMA、EPRI-SMA和PSA-based SMA三种。NRC-SMA采用地震易损性方法(SFA)计算系统、构件及组件(SSC)的HCLPF值,后两种方法则通过保守确定性失效方法(CDFM)进行评估。然而,SFA和CDFM均基于弹性分析,即使结合非弹性耗能因子考虑材料的非线性也难以准确评估核电厂抗震裕度。本文基于国内外核电厂抗震裕度评估方法研究,以安全壳及某抗震Ⅰ类设备为研究对象开展工作并取得如下研究成果:1.选取国内外四种典型核电厂设计谱,分别研究了其确定方法及过程,并分别作为审核地震动对比分析了我国现有某堆型安全壳抗震裕度评估结果,发现按我国规范反应谱进行安全壳评估抗震裕度偏低,建议我国核电厂进行抗震裕度分析时应选取既有大震强震记录作为审核地震动。同时,对比分析了SFA和CDFM方法求解安全壳抗震裕度的结果,揭示了CDFM方法得到的抗震裕度可达到84%置信度。2.采用点估计方法,研究了设备支撑结构参数不确定性对结构楼层响应敏感性的影响,揭示了参数不确定系数取值大小与楼层谱敏感性强弱不具有对应关系。建议设备抗震裕度评估中应采用点估计方法综合考虑结构参数不确定性对支承设备的影响。3.研究了规范中考虑参数不确定性的设备抗震时程分析方法在核电厂设备抗震裕度评估中的适用性。加速度反应谱比较结果表明规范方法在高、低频区段保守,在中频区段偏于不安全。建议应采用具有一定保证率的楼层响应参数对应时程曲线作为输入进行设备抗震裕度评估。4.设计完成了核安全壳的内部结构及屏蔽厂房地震模拟试验,探讨了考虑土-结构相互作用、不同地震动强度输入楼层加速度响应在时域和频域中的差异,给出了设备IDA分析中设备输入增量与计算基岩顶面增量的修正关系。5.综合考虑参数不确定性对楼层响应的影响,结合不同场地不同地震强度引起楼层响应的增量关系,选用极限载荷评定准则,提出了基于IDA易损性分析方法的某抗震Ⅰ类设备抗震裕度评估方法,并通过数值模拟给出某抗震Ⅰ类设备抗震裕度评估结果。
【学位单位】：中国地震局工程力学研究所
【学位级别】：博士
【学位年份】：2016
【中图分类】：TM623
【部分图文】：

中国大陆已建、在建、拟建核电站分布(截至2015.04.17)

核电厂不同抗震裕度方法流程对比

安全壳立面图
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本文编号：2852048