核电厂稳压器抗震分析方法研究
最新核电站抗震分析
核电站抗震分析------------------------------------------作者xxxx------------------------------------------日期xxxx核电站抗震分析摘要核电站抗震性一直是核电站设计的主要问题之一随着此间题各方面研究的深人和研究手段的进步,核电站的抗展计算理论也在不断发展本文试图根据已有的资料，在核电站抗展问题的一些主要方面地展输人参数的确定,抗展计su算理论,结构与地基的相互作用 ,逐层加速度谱及反应谱的确定,建筑物及设备的抗展计算，地基、基础及地下建筑的抗震计算等研究状况作一些综述，并在此基础上展望一下需要解决的问题关键词：核电站抗震分析结构及设备抗震性抗震安全社会背景:20１1年0３月１4日，日核电站面临再爆炸风险抗震能力设计不足惹祸;2010年的伊朗6。
5级地震;2008年的四川地震等，这些地震摆在我们人类的面前不得不说,我们研究核电站的防震能力不仅与核电站的结构和地基等宏观因素有关,而且也和微观设计因素有关，例如窗户玻璃的防护、书架和安全柜的摆设以及吊灯的设计等等，必须综合考虑各种因素才能把地震灾害减少到最低限度目录:一抗震分析的目的；二,抗震计算理论三结构与地基的相互作用四结语一抗震分析的目的;抗震分析的三个任务:1．确定地震任务2．计算核电站的抗震反应3．最基本的要求是保证设备在正常环境下和地震载荷下能够正常运行,并执行其原有的功能•抗震分析思路：设计地震和抗震设计(1）外部荷载、地震作用→结构→结构响应→结构设计。
（2)输入结构响应、其它输入条件→设备→设备响应→设备设计、实验鉴定。
核电厂抗震分析的特点:1、对于抗震分析和地震安全评估，具有严格的法规、标准和安全导则体系选址:HAＤ1０１／01、ＲG1.165、NS-G——分析/设计:HAD102/02、GB50267、ＲCC—G、ＡSCE ４-8６(89）、ＳRP 、NＳ—Ｇ-1。
核电抗震研究综述
第一章核电设备抗震设防及次生灾害1.1核电抗震设备分类1.1.1安全等级核电设备的安全等级可分为四级，即安全一级、安全二级、安全三级和安全四级。
（1）安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。
安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。
美国联邦法规规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。
具体地说应符合美国机械工程师协会（ASME）规范第Ⅲ篇（核动力装置部件）第一分册中关于一级设备的规定。
（2）安全二级安全二级主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种部件。
例如如下一些部件：1）反应堆冷却剂系统承压边界部件中非核一级设备和部件：余热排除系统、安全注入系统及安全壳喷淋系统等。
2）构成反应堆安全壳屏障的设备和部件：安全壳及隔离贯穿反应堆厂房的流体系统的阀门和部件，二回路系统直至反应堆厂房外第一个隔离阀的部分，安全壳内氢气控制监测系统及堆芯测量系统的设备和部件。
（3）安全三级安全三级主要指下述一些系统的设备：为控制反应性提供硼酸的系统；辅助给水系统；设备冷却水系统；乏燃料池冷却系统；应急动力的辅助系统；为安全系统提供支持性功能的设施（例如燃料、压缩空气、液压动力、润滑剂等系统设施）；空气和冷却剂净化系统；放射性废物贮存和处理系统。
（4）安全四级安全四级核岛中不属于安全一、二、三级的设备为非核安全等级。
但非核安全级的设备设计制造应按非核规范和标准中较高的要求执行，必要时，还应附加与安全的重要性相适应的补充设计要求。
两个不同安全等级的系统的接口，其安全等级应属于相连系统中较高的安全等级。
核电厂电气设备抗震能力鉴定方法探讨
电工电气 (20 9 No. )检验与测试作者简介：阮善发(1963- )，男，副教授，硕士，研究方向为电气设备与工程结构抗震。
核电厂电气设备抗震能力鉴定方法探讨阮善发，初文婷，吴梅英(河海大学 结构抗震实验室，江苏 南京 210098)摘 要：探讨了核电设备抗震能力鉴定试验基本过程及评价方法，试验采用的阻尼比通常采用白噪声扫描或正弦扫描的方法测得，提出了阻尼比及地震反应谱量级的确定原则，确定鉴定结论的可接受性。
针对目前抗震考核中电气设备的安装环境模拟存在不足之处，给出了改进措施与方法。
根据核电站不同电气设备工作的复杂性和多样性特点，列出了几种常用的电气性能监测电路原理图，并给出了具体的电气性能评价方法。
关键词：核电站；反应谱；地震波；抗震能力鉴定；阻尼比中图分类号：TM506 文献标识码：B 文章编号：1007-3175(2019)01-0046-04Abstract: This paper discussed the basic process and evaluation method of nuclear power equipment seismic capacity qualification test. The adopted damping ratio in the test could be obtained by white noise scanning or sinusoidal scanning.This paper proposed the certainty principle of damping ratio and earthquake response spectrum order and determined the acceptability of qualification conclusion.Aiming at the installation environment of electrical equipment in current aseismatic examination, this paper simulated the shortcomings and gave the improved measurements and methods.According to the complicated work and diverse characteristics of different electrical equipment in nuclear power plants, this paper listed the several kinds of common electrical performance monitoring circuit schematic and gave the specific evaluation methods for electrical performance.Key words: nuclear power station; response spectrum; seismic wave; shock resistance appraisal; damping ratioRUAN Shan-fa, CHU Wen-ting, WU Mei-ying（Laboratory of Structural and Aseismatic Engineering, Hohai University, Nanjing 2 009 , China ）Discussion on Aseismatic Capability Qualification Method of ElectricalEquipment for Nuclear Power Plant0 引言随着国家新能源战略的实施，清洁能源的发展是整个国民经济可持续发展和增长最基本的驱动力。
关于核电工程应用隔震技术的可行性探讨
关于核电工程应用隔震技术的可行性探讨
核电工程的特殊性决定了它对地震的抗震要求非常高。
核电厂的核岛设施包括核反应堆、冷却系统、核燃料贮存设施等，一旦发生地震，可能会导致严重的后果，甚至核泄漏等事故。
隔震技术在核电工程中的应用具有一定的合理性。
隔震技术可以有效减少地震或其他振动对结构及设备的传递。
通过在核电工程的地基或结构上设置隔震装置，可以将地震波的能量转化为地震动力，在隔震装置上产生的摆动或变形，从而减小地震波传递给核岛设施的能量。
这样，可以降低核电厂的地震反应，提高核电工程的抗震安全性。
隔震技术在其他工程领域的应用已经取得了一定的成果。
高速铁路桥梁、大型电力设备等工程结构，在受到地震或其他振动影响时，通过应用隔震技术，可以有效减少振动传递，保护重要设备和人员的安全。
这一点可以证明在核电工程中应用隔震技术是可行的。
由于核电工程的特殊性，其应用隔震技术面临一些挑战。
首先是隔震装置的设计。
核岛设施庞大复杂，对隔震装置的设计和选择提出了更高的要求。
核电厂地下设施较多，装置设置空间有限，对隔震装置的布置也提出要求。
其次是隔震装置的可靠性和维护成本。
隔震装置的失效可能会导致核电厂的安全问题，隔震装置的维护和管理对于保持其良好的工作状态也是必不可少的。
核电工程应用隔震技术在提高核电厂抗震安全性方面具有可行性。
在实施过程中需要重点解决设计、布置、可靠性和维护等问题。
通过合理的隔震装置的设计和布置，加强对隔震装置的管理和维护，可以更好地保护核电工程及其设备的安全，提高其抗震能力。
核电厂抗震设计规范 (2)
核电厂抗震设计规范引言核电厂是一种重要的能源设施，其安全性和稳定性对于保障公众安全至关重要。
地震是一种严重的自然灾害，可以对核电厂造成严重的破坏和事故风险。
因此，核电厂的抗震设计规范至关重要。
本文将介绍一些核电厂抗震设计规范的要点，旨在提高核电厂的抗震能力，减少地震事故的发生。
地震荷载计算地震荷载是指地震发生时，地震对建筑物产生的作用力。
在核电厂抗震设计中，必须准确计算地震荷载，以保证核电厂在地震发生时的安全性。
设计地震参数设计地震参数是指在核电厂抗震设计中所使用的地震参数，包括地震烈度、地震短周期加速度、地震长周期加速度等。
这些参数是根据当地地震地质条件和历史地震数据来确定的。
设计地震参数的准确性是核电厂抗震设计的基础。
地震荷载计算方法地震荷载的计算一般采用静力分析法或动力分析法。
静力分析法适用于简单的结构系统，动力分析法适用于复杂的结构系统。
在核电厂抗震设计中，常常采用动力分析法，通过建立结构的数学模型，利用计算机模拟地震波传播和结构的响应过程，计算地震荷载的大小和作用方向。
结构抗震设计核电厂的抗震设计的主要目标是确保核电厂能够在地震发生时保持稳定，并尽量减小破坏程度。
结构抗震设计包括结构设计和材料选用两个方面。
结构设计要点核电厂的结构设计要满足以下要点：1.结构应具有足够的刚度和强度，能够承受地震荷载的作用。
2.结构应采用适当的支撑形式，以降低地震对结构的作用。
3.结构应设计为能够抵御地震破坏的形式，例如采用韧性设计。
4.结构应具有良好的抗侧向力能力，能够减小地震引起的偏心力。
材料选用要点核电厂的材料选用要满足以下要点：1.结构材料应具有足够的强度和韧性，能够抵御地震荷载的作用。
2.结构材料应具有良好的抗震性能，能够减小地震引起的动态应变。
3.结构材料应具有良好的耐久性和抗腐蚀性，以确保核电厂的长期安全运行。
设备抗震设计核电厂的设备抗震设计是指核电厂设备在地震发生时能够保持稳定，不产生危险或影响核电厂的安全性。
核电厂安全级电气设备抗震鉴定
核电厂安全级电气设备抗震鉴定
震惊力，也称为结构动振动力，是一种在结构上由地面非剧烈振动而产生的力量。
震惊力对核电厂安全级电气设备抗震鉴定起着至关重要的作用。
它可以确定电气控制系统在震惊力作用下的可靠性和可用性。
因此，核电厂安全级电气设备抗震鉴定是非常重要的。
在核电厂安全级电气设备抗震鉴定的第一步是完成系统动力学建模和分析。
在这一步骤中，建模中用到的参数是根据实际结构的动力特性来确定的，可以通过实验测量或者递归计算来获得。
这种参数应考虑到材料性能，结构尺寸，安装方式和回应谱等因素。
接下来，进行地面震惊力谱计算，根据测定的地震力场，计算出结构面对自然环境和人为刺激下的反应结果。
第三步是建立对应于模型结构的动力数学表达式，以及相关系统的动态分析。
考虑到运动学特性，参数和力学参数等，得出结构在适当激励下的响应行为。
最后，进行电气控制系统可靠性预测，计算系统不同级别的动力学特性，同时考虑关键部件的影响，判断系统能否合理有效地在高震惊力水平下运行。
核电厂安全级电气设备抗震鉴定,是为了确保系统能够在地震或其他自然灾害下正常运行而实施的评估和测试。
这是保障电气系统可靠性和关键部件安全性的一项重要工作，其成功要求从构成该系统的各个方面进行深入系统的研究、完善分析和量化预测。
核电厂电气设备抗震能力鉴定方法探讨
核电厂电气设备抗震能力鉴定方法探讨摘要：核电厂电气设备的抗震能力对于核电站的安全运行至关重要。
本文从设备安装和测试、阻尼比的确定、反应谱的确定等方面详细探讨了核电厂电气设备抗震能力鉴定的方法。
在实际操作中，应根据设备的具体情况进行鉴定，并进行验证，确保设备在地震发生时能够正常运行。
关键词：核电厂；电气设备；抗震能力；鉴定方法引言：随着我国核电行业的快速发展，核电厂作为重要的基础设施，必须满足在地震等极端天气条件下仍能正常运行的要求，因此对电气设备的抗震能力鉴定的主要目的是确保核电站在地震等极端情况下能够保持正常的电力供应，从而保证核电站的安全运行。
同时，该鉴定工作还能够提高核电厂工程建设的水平和管理水平，促进电气设备安装、试验和运行的标准化和规范化，为核电厂的安全稳定运行提供可靠保障。
因此，对核电站的电气设备进行抗震能力鉴定是非常必要的。
1.核电厂电气设备抗震能力鉴定概述随着核电技术的快速发展，核电厂电气设备作为电力系统的重要组成部分，其安全性和可靠性受到越来越多的关注。
核电厂电气设备抗震能力鉴定，即对核电厂电气设备在地震作用下的耐震能力进行评估和检测，从而确定其在地震发生时的安全性和可靠性[1]。
该鉴定能够帮助核电企业制定科学合理的防震措施和应急预案，从而保障核电厂的正常运行和安全稳定。
通过对核电厂电气设备进行抗震能力鉴定，可以评估电气设备在地震灾害中的稳定性，进而确定电气设备的防震等级，以保障核电站的正常运行和安全稳定。
对于新建核电站而言，抗震能力鉴定还可以为电气设备的选型和设计提供参考，确保电气设备能够满足地震工况下的要求。
另外，核电站是重要的能源设施，地震等自然灾害可能对核电站的安全性能造成威胁。
通过对核电厂电气设备的抗震能力鉴定，可以发现电气设备的抗震性能问题并采取相应的措施加以改善，以提高核电站的安全性能。
最后，通过对核电厂电气设备的抗震能力鉴定，可以保障电气设备在地震灾害等突发事件中的可靠性，从而确保电力系统的正常运行。
关于核电工程应用隔震技术的可行性探讨
关于核电工程应用隔震技术的可行性探讨1. 引言1.1 背景介绍核电工程是一种重要的清洁能源生产方式，在全球范围内得到了广泛应用。
由于核电站一直处于高风险状态，一旦发生地震等自然灾害，可能会造成严重的后果。
隔震技术成为了解决核电站安全性和稳定性的关键技术之一。
隔震技术是一种通过在结构底部设置隔震装置，将建筑物与地基隔离的技术，可以有效地减轻地震对建筑物的影响，提高建筑物的抗震性能。
通过隔震技术的应用，可以大大减少核电站在地震等自然灾害中受损的可能性，保障核电站的安全运行。
隔震技术在其他领域已经得到了广泛应用，例如在高层建筑、桥梁等领域已经取得了良好的效果。
将隔震技术引入核电工程领域，实现核电站的隔震设计，在提高核电站安全性和稳定性的也将为核电工程的发展带来新的机遇和挑战。
【200字】1.2 研究目的研究目的是探讨核电工程应用隔震技术的可行性和优势。
隔震技术是一种有效的减震措施，可以帮助核电厂在发生地震等自然灾害时减少损失，并提高安全性和稳定性。
通过研究隔震技术在核电工程中的应用，可以为未来核电项目提供重要的参考和指导，促进核能产业的发展。
本研究旨在探讨隔震技术在核电工程中的潜在价值和应用前景，为核电工程领域的工程师和设计者提供实用的技术支持和建议。
通过深入分析相关案例和隔震技术原理，可以更好地评估隔震技术在核电工程中的可行性，为未来的工程实践提供参考，提升核电工程的安全性和可靠性。
1.3 研究意义核电工程应用隔震技术的可行性探讨具有重要的研究意义。
随着核能在能源领域的广泛应用，核电站成为国家重要的能源基地之一。
而核电站一旦发生事故，将会对周围地区造成严重的影响。
利用隔震技术可以有效减少地震、风力等自然灾害对核电站的影响，提高核电站的安全性和稳定性。
隔震技术还能够降低核电站的建筑和设备损坏风险，延长核电站的使用寿命，节约维护成本。
研究核电工程应用隔震技术的可行性，不仅有助于提高核电站的安全性和可靠性，也有助于降低核电站的建设和运营成本，对核电站的可持续发展具有积极意义。
核电厂电气设备抗震能力鉴定方法初探
核电厂电气设备抗震能力鉴定方法初探发布时间：2021-01-19T06:40:02.347Z 来源：《建筑学研究前沿》2020年23期作者：黄波佳蒋春荣[导读] ：核能作为推动社会发展和文明进步的主要能源，核电站的稳定与安全备受重视，其中核电站电气设备的抗震能力是核电站稳定安全的重要因素。
在现实生活中，只有保证核电厂电气设备抗震能力的稳定性，才能确保核安全设备执行其安全功能，防止爆炸、核泄漏等事故发生，保证人们的生活和生产正常运行。
本文主要通过对核电厂电气设备抗震能力的研究，浅析核电厂电气设备的鉴定方法与探讨。
黄波佳蒋春荣中国核电工程有限公司浙江嘉兴 314300摘要：核能作为推动社会发展和文明进步的主要能源，核电站的稳定与安全备受重视，其中核电站电气设备的抗震能力是核电站稳定安全的重要因素。
在现实生活中，只有保证核电厂电气设备抗震能力的稳定性，才能确保核安全设备执行其安全功能，防止爆炸、核泄漏等事故发生，保证人们的生活和生产正常运行。
本文主要通过对核电厂电气设备抗震能力的研究，浅析核电厂电气设备的鉴定方法与探讨。
关键词：核电厂电气设备；抗震能力；鉴定方法随着党和国家新一代能源发展战略的深入实施，可持续发展和推动国民经济快速增长的驱动因素及主要动力之一为核清洁能源的生产与运用。
但和安全问题不容小视，日本因大地震而引发等福岛核电站严重核安全事故，给全球敲响了核安全的警钟。
核电厂电气设备，尤其1E级电气设备在核应急事故状态下，能给核安全设备提供有效能源，确保其能执行安全功能。
核电厂电气设备抗震能力是其能在地震等事故工况下，执行其供电能力的一种体现。
如果那些负责维护核电厂安全的核电设备还需要继续投入使用，那么必须对其设备进行安全性质鉴定与性能检测。
美国的IEC和法国的RCC—M这一系列标准是目前我国进行核电基础设施质量检测的主要计量依据，但是也的确有存在部分项目采用前苏联和法国的检测标准的具体情况。
作为进行核电样机设备抗震环境鉴定检验重要的技术一环，抗震性能鉴定的检测目的主要是为了验证核电样机设备是否完全满足抗震设计性能要求，几何力学参数、地震设备载荷承受能力、工作环境状态、地震前后核电整机的整体工作环境状态和整体电气鉴定性能等都是作为设备抗震鉴定检测的主要内容，对于核电气设备的整体抗震鉴定性能等在进行抗震综合特性评价时也是十分重要。
核电厂设计地震及抗震分析介绍
地基土参数及作用模拟 设计地震动 结构及设备模型化
结构响应
设备响应
地基土参数及地基作用模拟
地基岩土(依赖于地质勘探结果) º 地基特性 - 层状地基(分层情况及厚度) - 均匀地基 º 地基土参数 - 动态弹性模量Ed - 动态剪切模量Gd - 动态泊松比vd - 阻尼比 - 密度
核电厂设计地震及抗震分析 介绍
2007-07-02
主要内容
地震与地震作用 核电厂抗震分析与设计的特点 核电厂抗震分析的基本逻辑与内容 地基土参数及地基作用模拟(SSI效应) 设计地震动 结构/设备模型化
设计地震和抗震设计
地震及地震作用 设计地震和抗震设计 (1)外部荷载、地震作用→结构→结构响应→结构设计。 (2)输入结构响应、其它输入条件→设备→设备响应→设备设计、实验鉴定。
核电厂抗震分析的特点
4、设备的抗震分析与设计问题比土建结构的抗震问题更为突出 - 地震作用对结构设计不构成主导因素 - 设备直接同安全直接相关，而且范围极广，抗震设计的厂址适应性分析的核心对象。
核电厂抗震分析的逻辑
核电厂抗震分析的逻辑
核电厂抗震分析基本内容
围绕下列因素：
核电厂设计地震
设计地震反应谱 - 法规标准谱：RG1.60、HAD101/01（GB50267） - 标准设计谱：AP1000、EPR（EUR）、CPR1000 - 厂址相关谱（Site-specific spectra）
核电厂设计地震
设计地震反应谱的确定
统称标准谱
安全性要求
追求经济性
核电厂设计地震
反应谱(概念)
反应谱 谱——范围 场地上的物项最大反应值的范围 反应谱是通过场地上物项的反应来间接表达场地地震动特征 反映了场地对地震的放大（或消减）效应
压力容器抗震计算的方法研究
压力容器抗震计算的方法研究摘要：验证两种抗震计算方法在核电项目中各类承压设备的特点，为工程应用中的抗震计算方法的选取提供了有力依据。
基于某核电项目燃油漏油箱做抗震计算分析，采用等效静力法和谱分析法，借助ANSYS软件仿真模拟不同计算方法的应力和位移结果，探究其差别。
结果表明：等效静力法适用于简单模型的粗略计算，其计算结果更保守、耗时短，谱分析法适用于非线性模型的精确计算。
关键词：等效静力法谱分析法抗震计算安全性和稳定性保证了核电站的正常运行[1]。
提高抗震能力，成为保证核安全的关键手段。
抗震计算方法的研究已经被广泛应用于建筑结构的设计和分析，这些方法能更好地帮助设计者了解分析对象的响应特性，从而进行抗震设计。
作为抗震计算中有效的方法，等效静力法和谱分析法在核电工程的抗震计算中起着至关重要的作用。
本文将介绍等效静力法和谱分析法的基本原理，针对核电厂燃油漏油箱，分别计算出在地震作用下的应力和位移，比较两种计算方法的差异，并对两种算法的优缺点进行研究和比较。
1 抗震分析方法抗震分析方法有很多种，其中最常用的有时域分析法、频域分析法、等效静力法和数值模拟分析法等。
这些方法都各有优势，如时域分析法可以快速准确地定量评价结构抗震性，频域分析法可以有效地研究动力响应特性，等效静力法可以进行结构的抗震设计和改进，数值模拟分析法可以模拟结构的复杂动力响应特性。
由于核电工程的建设规模大和复杂程度高等特点，常用的抗震计算方法有等效静力法和谱分析法。
1.1等效静力法等效静力法是一种以简单静力结构为基础的抗震计算方法。
其基本原理是，通过一系列的约束和连接，把复杂的振动过程分解为几个简单的静力系统，从而计算出载荷所产生的抗震反应。
将荷载和分析对象的质量的乘积等效为静力，作用在分析对象上，计算分析对象的内力和位移[2]。
等效静力法理论在计算地震时，以分析对象是刚性结构为前提，是在其质心位置施加地震的等效加速度来计算的。
计算公式为：为地震加速度；为质量；为重量；为重力加速度；为地震加速度与重力加速度的比值。
核电厂抗震分析
摘要：核电站抗震性一直是核电站设计的主要问题之一随着此间题各方面研究的深人和研究手段的进步,核电站的抗展计算理论也在不断发展本文试图根据已有的资料,在核电站抗展问题的一些主要方面地展输人参数的确定,抗展计算理论,结构与地基的相互作用,逐层加速度谱及反应谱的确定,建筑物及设备的抗展计算,地基、基础及地下建筑的抗震计算等研究状况作一些综述,并在此基础上展望一下需要解决的问题关键词核电厂结构和设备相互作用反应谱结构及设备抗展性地基及地下建筑的抗展计算目录一概述二抗震措施三结构地基相互作用四反应谱五结语一、概述地震会给人类带来灾难,建筑物与构筑物的破坏，如房屋倒塌、桥梁断落、水坝开裂、铁轨变形；地面破坏，如地面裂缝、塌陷，喷水冒砂；山体等自然物的破坏，如山崩、滑坡；海啸、海底地震引起的巨大海浪冲上海岸，造成沿海地区的破坏。
而核电站在地震中如果遭到破坏那就会带来更大的灾难，因此在核电站建设中抗震设计是一个重要课题。
核电站具有很高的社会危险性,与一般的工业及民用建筑相比,具有较高的抗震要求。
二抗震的措施基础隔震器原理简单,应用后隔震效果显著可使地震时之加速度与动力响应降低倍,某些典型谱由降到在核电站建设。
在核电站加装隔震器有以下有优点：1:能限制传到建筑物上去的地震载荷,从而减少了水平地震加速度超过设计值的危险性,提高了设计的可靠性。
2:能控制响应谱,因而允许在高地震烈度区内对建筑物采用标准化设计以节省费用。
3:能够更准确的计算出建筑物的动力响应,从而使设计更为合理和可靠。
这是因为计结果表明建造在隔震器上的建筑物之动力响应主要取决于建筑物本身及隔震器二者之能,与基础土壤性能关系较小,而隔震器性能要比土壤性能更易于精确测定。
提高设备强度，为使现有建设工程达到规定的抗震设防要求所采取的增强强度、提高延性、加强整体性和改善传力途径等措施。
合理布置核电站管道核电站反应堆冷却剂系统抗震分析是核电站设计中一项非常重要的工作,同时系统中存在诸多影响因素。
核电厂用消防稳压泵抗震试验研究
核电厂用消防稳压泵抗震试验研究摘要：核电厂设备的抗震性能是核电厂安全运行的重要保证，设备的抗震性能最重要而且可靠的验证方法是试验法。
本文将通过对核电厂用消防稳压泵的抗震试验的分析和研究，得到核电厂用消防稳压泵的抗震性能的具体要求和基本的试验流程，并对抗震试验过程中的一些问题进行分析，最终充分掌握核电厂消防稳压泵的抗震试验要求及原理，并为后续工程提供保障。
关键词：核电厂；消防稳压泵；抗震试验1.前言核电厂核岛的消防系统在备用状态下需要维持一定的管网压力，以在使用时可以提供足够的消防水及压头。
消防系统的压力维持可以通过建立单独的气动稳压系统来实现，也可以通过设置消防稳压泵来达到同样的目的。
消防稳压泵的作用是消防水系统备用状态下的系统稳压，即如果管网泄漏导致系统压力降低，消防稳压泵便会自动启动，以维持消防系统管网的压力。
消防水生产系统设置的两台消防稳压泵是一备一用的关系，如果一台稳压泵启动失效或供水量不足，而系统压力仍然降低时便会启动第二台消防稳压泵[1]。
2.设备描述消防稳压泵为单级卧式悬臂离心泵，其主要部件包括泵、电机、底座、联轴器和防护罩及就地接线箱等。
由于其在核电厂中不执行安全功能所以其安全等级为NC，但为了更好的保证其在火灾事故下的功能而规定其规范等级按照RCC-M 3级进行设计制造，其抗震等级为1A即在事故期间及之后都能执行相应功能，质保等级为QA3[2]。
消防稳压泵外形尺寸为：1676×760×780mm，重量为650kg（不含安装支架）。
其扬程为106m，安装于核岛消防泵房的消防水泵间内，标高-8.8m，电机功率为22kW，电机电压380V，转速2950r/min，频率50Hz。
3.试验台架抗震试验采用国家重点实验室的模拟地震振动台，性能指标如下：模拟地震振动台台面尺寸：4m×4m振动方向：X、Y、Z三方向六自由度最大位移：X：±100mm Y：±50mm Z：±50mm最大加速度：X：±4.0g，Y：±2.0g，Z：±4.0g最大试件重：25 吨频率范围：0.1～100Hz数据采集系统通道数：128采样频率：1Hz～2kHz信号放大：1～10000。
一种核级电动执行机构的抗震试验分析
第27卷 第10期2020年10月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.272020 No.10一种核级电动执行机构的抗震试验分析陈宝龙，陈 根，朱 瑄（重庆川仪自动化股份有限公司 执行器分公司，重庆 401121）摘 要：对N10型核级电动执行机构的抗震试验进行研究，利用地震模拟试验台，采用单频拍波法，按照要求的响应谱控制地震加速度和频率，对N10核级电动执行机构进行两次OBE 地震试验和一次SSE 地震试验。
在SSE 地震试验过程中，X、Y、Z 三轴向所测点最大加速度峰值位置分别为电机、手轮、电机，三轴向峰值分别为19.160g、36.209g、14.826g，试验验证了N10型核级电动执行机构在地震条件下能正常工作，满足核级设备要求。
关键词：核级；电动执行机构；抗震试验；响应谱中图分类号：TL364.2 文献标志码：AStudy of Seismic Test of A Nuclear-Grade Electric ActuatorChen Baolong ，Chen Gen ，Zhu Xuan（Chongqing Chuanyi Automation Co., Ltd., Actuator Filiale,Chongqing,401121,China）Abstract：The seismic test of N10 level nuclear electric actuator is studied. The seismic acceleration and frequency are con-trolled according to the required response spectrum by using the single frequency wave method on the simulation test bench. TwoOBE seismic tests and one SSE seismic test are carried out on N10 nuclear electric actuator. During the SSE seismic test, the max-imum acceleration peak position of the measured points in the X, Y, and Z axes are the motor, handwheel and motor respectively, and the triaxial peak values are 19.160g, 36.209g and 14.826g respectively. The test verified that the N10 nuclear electric actuator can work successfully under seismic conditions and meet the requirements of nuclear equipment.Key words：nuclear；electric actuator；seismic test；response spectrum0 引言核级电动执行机构是用于控制核电站的阀门驱动装置，以确保阀门正常开关动作，作为阀门控制单元，是核电站的重要安全设备。
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100.00 0.300 0.300
表 3 反应堆厂房＋19.15 m 处内部结构楼层垂直方向反应谱 g
Table 3 Vertical Floor Response Spectrum (Reactor Building Internal Structures. Level = + 19.15 m)
可以看出，稳压器在反应堆初始启动工况下 的振动频率比正常运行工况下的频率低，这是因 为在反应堆初始启动工况下稳压器充满水，质量 大；一维模型与三维模型的固有频率计算结果很 接近，说明稳压器的抗震力学分析中可以采用一 维模型。 5.2 应力计算
采用谱分析法，先分别独立计算三维模型
92
核动力工程
表 4 2 种工况下的固有振动频率
Key words: Pressurizer, Seismic load, Seismic analysis （下转第 102 页）
102
核动力工程
Vol. 32. S1. 2011
Nonlinear Dynamic Analysis of LOCA Based on Secondary Development of ANSYS
温度/℃ 弹性模量/GPa 泊松比 μ 基本许用应力强度/GPa
20
204
0.3
184
345
180.5
0.3
184
见表 1。
3 地震反应谱
稳压器安装在反应堆厂房标高＋19.15 m 处， 反应堆厂房内部结构楼层反应谱（＋19.15 m 水 平与垂直方向，g 为重力加速度；g=9.8 m/s2）见 表 2、表 3。选取该反应谱作为稳压器地震激励。
参考文献： [1] RCC-M Edition 2000＋2002 Addendum.Design and
Construction Rules for Mechanical Components of PWR Nuclear [S]. [2] ASCE-Seismic. Analysis of Safety-Related Nuclear Structures and Commentary[M]. NewYork: ASCE-Seismic, 1998.
Abstract: The pressurizer is a primary equipment of the reactor coolant system. Its main function is to control the pressure of the reactor coolant system. The pressurizer is classified Safety class 1, RCC-M class 1, Seismic class 1. The aseismatic capability of the pressurizer should be evaluated through two facets. One is that the nature vibration frequencies should be sufficiently removed from the excitation frequencies for which accelerations are significant. The other is that the stress of pressurizer under seismic load is lower than allowable stress. Seismic analysis of pressurizer is performed in normal operation condition and initial reactor start-up condition via finite element methods.
QI Huan-huan, ZENG Zhong-xiu, ZHANG Yi-xiong, LIU Wen-jin, WANG Wei
(Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610041, China)
关键词：稳压器；地震载荷；抗震分析 中图分类号：TL364 文献标志码：A
1引言
稳压器是反应堆冷却剂系统中控制一回路 压力（超压保护）的重要设备，属于 RCC-M 核 1 级及抗震 1I 级设备[1]。本文使用通用有限元软件 ANSYS11.0 分析下述 2 种工况下稳压器的抗震性 能：①正常运行工况：稳压器总容积的 60%充水， 温度为 345℃；②反应堆初始启动工况：稳压器 总容积的 100%充水，温度为 20℃。
图 1 水箱动力模型 Fig. 1 Dynamic Model of Water Tank
根据文献[2]，有：
D H
=
0.31 < 1.333
静水质量、质心分别为：
M0 M
=
1
−
0.218
D H
= 0.932
H0 = 0.5 − 0.095 D = 0.47
H
H
（1）
（2） （3）
动水质量、质心分别为：
效应，假定水相对于稳压器静止。
5 抗震计算
5.1 固有频率计算 有时为了快速评价稳压器的抗震性能，需要
将稳压器简化成梁模型来进行分析。下面分别采 用三维和一维 2 种模型来计算和比较稳压器的固 有频率，同时分析梁模型的准确度。
（1）三维模型：采用三维实体单元 solid185 对稳压器进行网格划分，得到三维有限元模型（图 2）。稳压器裙座通过 24 个地脚螺栓固定在楼板 上，有限元模型边界条件为在稳压器裙座底部施 加固定约束，即约束 x、y、z 方向的平动自由度。
频率/Hz
阻尼比/%
0.20
1.00
3.00
3.38
4.00
4.56
6.22
9.00
18.00
35.50
2
0.051
0.240
0.900
1.200
1.200
1.900
1.900
0.550
0.380
0.300
4
0.046
0.200
0.730
0.900
0.900
1.450
1.450
0.500
0.350
0.300
一维模型的计算结果/Hz
反应堆初始启动工况
8.07
9.66
47.92
60.54
8.11
41.18
52.78
Vol. 32. S1. 2011
5 52.702 50.226 61.11 54.65
6 57.606 54.589 61.25 54.78
图 3 稳压器一维有限元模型 Fig. 3 1D Finite Element Model of the Pressurizer
Table 4 Nature Vibration Frequencies in Two Conditions
阶数
1
2
3
4
三维模型的计算结果/Hz
正常运行工况 反应堆初始启动工况
10.322 9.2082
10.323 9.2091
48.938 44.883
52.637 50.193
正常运行工况
9.61
Abstract: In this paper, nonlinear dynamic response under loss of coolant accident (LOCA) transient in the nuclear reactor coolant system (RCS) is investigated with ANSYS program. Many nonlinear factors, such as different structural stiffness in tension and compression, gap and plastic strain caused by main pipes’ break etc. are considered. The Secondary development of ANSYS is performed to form the customized module for implementing effective parameterized and modular modeling and LOCA nonlinear analysis. Comparison of the results calculated by ANSYS and program-specific shows that the results are generally consistent, but there are some differences locally. According to the experience of transient dynamic analysis, and there are so many non-linear factors in the reactor coolant system, the difference is acceptable. The efficiency of this engineering analysis is improved remarkably with the convenience of input and modeling, viewable layout and automatic creating of reports, when using the customized module based on ANSYS.