核设施的设计地震反应谱_潘蓉
核设施抗震设计中的设计地震反应谱
１ 国 际 原 子 能机 构 推 荐 的 用 于 其 他 核 设
施 设 计 的 设 计 地 震 反 应 谱
１ １ 其他 核 设 施 的特 点 ． 除核 电厂 以外 其他 核 设 施具 有 以下 特点 ：
（ ） 与核 电厂 相 比 ，其 项 目投 资 相 对 有 １ 限 ，用 于厂 址 勘察 的费用 也 不 像 核 电 厂那 么充 裕 ，因 此 厂 址 调 查 的 范 围不 可 能 像 核 电 厂 那 么大 ； （ ） 与 常 规 设 施 相 比 ，其 他 核 设 施 中包 ２
摘 要 ：对 于除核 电厂 以外 的其 他 核设 施 ， 国际原 子 能机 构 的技 术 文件 中推 荐使 用
一
组 适 用 于不 同场 地 情 况 的 标 准设 计 反 应 谱 。通 过 研 究 分析 其 特 点 ，并 将 Ｇ ５ ０ Ｂ０ ｌ １—
２１ ０ ０规 范 中推 荐 的 设计 反 应 谱 与 其 他 核 设 施 反 应 谱 相 对 比 ，为核 设 施 设 计 中适 当 选择 设 计反 应 谱提 供 参 考 。 关键 词 ：其他 核 设 施 ；设 计 地震 反 应谱 ；外 部 事件 分 类
随着 现 代工 业 的发 展 和 人们 生 活 水 平 的 不 断 提 高 ， 日常 的生产 生 活 对 于 电 力 的需 求 日益 增 长 。从 发 展清 洁 能源 的角 度 出发 ，我 国正 在 规 划建 设 更 多 的核 电站 以及 与之 配 套 的其 他 核
设 施 。 由于 核 电厂 和其 他 核设 施 中包 含 有 放 射 性 物 质 ，对 社 会 和 环 境 具 有 潜 在 的 安 全 影 响 。
施 的抗 震设 计 ，从而 使设 计 达 到 经 济 性 与 安 全
反应谱法在核电厂管道地震分析中的应用
反应谱法在核电厂管道地震分析中的应用摘要:核电厂常规岛管道地震分析一般采用等效静力法、反应谱法和时程分析法,反应谱法是其中最常用的一种方法。
以某核电厂的4号低压加热器抽汽管道为例,采用CAESARII管道应力分析软件,介绍反应谱法的具体应用。
关键词:核电厂动态计算地震反应谱分析我国“十二五”规划中,明确了大力发展清洁能源的战略目标。
为减小碳排量,核电厂在我国的能源比例将越来越大。
在2011年日本大地震引起海啸和核危机后,世界各核电厂对安全性评价都提出了更高的要求,均加强了对地震的分析设计。
专业管道应力分析软件CAESARII 被广泛地应用于石化、电力、钢铁等行业。
本文以某核电厂常规岛4号低压加热器抽汽管道为例,介绍采用CAESARII软件对地震荷载进行反应谱分析的方法。
1 反应谱法地震反应谱就是体系在地震作用下,某个最大反应量(位移,速度,加速度等)与体系自振周期的关系曲线。
地震反应谱法是利用振型分解法,将多自由度体系的地震反应转化为单自由度体系来进行分析;得出管道在地震作用下的反应值,包括位移、应力和对设备的推力和推力矩;通过调整支吊架设计或管道布置等方法,以满足规范应力与设备允许推力和推力矩的要求。
1.1 单自由度体系地震反应单自由度弹性体系在地震作用下的运动方程如下式所示[1]。
1.2 多自由度体系的地震反应假定管道体系的地震反应是弹性的,并不考虑非线性等影响,同时离散管道元件的质量,得如下表示的管道地震运动方程[1]。
由上述分析可知,振型分解法其实就是将各个主振型分量加以叠加,从而得出质点的总位移,故又称为振型叠加或振型组合。
由于各振型最大反应不在同一时刻发生,依据随机理论分析,通常采用平方和开方的方法(SRSS法)计算体系的最大地震反应[2]。
2 具体实例2.1 设计模型某核电厂常规岛的4号低压加热器抽汽管道的模型如图1所示。
汽机抽气口的管道规格为OD610x9.53,母管规格OD914×12.7 mm,材质均为A691Cr1-1/4CL22,设计参数为1 MPa·g 249 ℃。
某核电站结构-设备相互作用的地震反应分析
某核电站结构-设备相互作用的地震反应分析戴颖楠;闫维明;陈适才【期刊名称】《震灾防御技术》【年(卷),期】2017(012)003【摘要】为研究核电站结构-设备相互作用的地震反应,针对某高温气冷堆核电站反应堆进行结构与设备相互作用的地震反应分析研究,通过对考虑与不考虑结构-设备相互作用的模型进行对比,开展模态分析、设计基准地震动下和超设计基准地震动下的动力特性分析以及楼层反应谱分析,结果表明:考虑剪力墙主体结构与设备的相互作用后,结构的地震反应减小,层间剪力最大减小60％,水平向楼层反应谱峰值减小为不考虑相互作用时的40％,提高了结构与设备的安全性,并为设备抗震设计提供依据.但竖向楼层反应谱在结构竖向周期附近有放大作用,建议在设备抗震设计时予以注意.%To study the seismic response of structure-equipment interaction in nuclear power plants,we studied the seismic response of the reactor structure and equipment interaction on a HTGR nuclear power plant.By comparing the results between the interaction model and non-interaction one,we analyzed dynamic characteristics of structure and the floor response spectrum under design ground motion,dynamic characteristics of structure under super design ground motion.The results show that with consideration of the interaction of shear wall,the structure reduces the seismic response and the floor shear force has been reduced 60％,and the floor response spectrum peak reduced to 40％.However,the vertical floor response spectrum in the vertical period of the structure has effect ofamplification.It is suggested that designer should pay great attention to the seismic design of the equipment,which could improve safety of the structure and equipment,and provide a base for seismic design of the equipment.【总页数】12页(P655-666)【作者】戴颖楠;闫维明;陈适才【作者单位】北京工业大学建筑工程学院,北京100124;北京工业大学建筑工程学院,北京100124;北京工业大学建筑工程学院,北京100124【正文语种】中文【相关文献】1.考虑土-结构相互作用的双层柱面网壳结构三维地震反应分析 [J], 李海山;张逸青;陈磊2.考虑土-结构相互作用时地铁高架车站结构横向地震反应分析 [J], 陈礼飞;朱明轩;张敏敏3.考虑土结构相互作用时地铁高架车站结构横向地震反应分析 [J], 陈礼飞; 朱明轩; 张敏敏4.考虑土-结构相互作用与重力二阶效应影响的钢筋混凝土框架结构地震反应分析[J], 王海东;盛旺成5.考虑结构-电气设备相互作用的配电楼系统地震反应分析 [J], 文波;牛荻涛;赵鹏因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
核电厂高静低动三维隔震系统的地震响应研究
核电厂高静低动三维隔震系统的地震响应研究作者：何文福黄君量许浩陈睦锋来源：《振动工程学报》2023年第06期摘要为实现核电厂隔震结构在静载阶段隔震层具有小位移的同时，动载阶段具有较好减震效果的目的，提出一种由水平隔震单元和高静低动隔震系统（由斜置橡胶支座和负刚度装置组成）组成的核电厂高静低动三维隔震系统。
基于静载和动载阶段的斜置橡胶支座、负刚度装置的变形特征提出了核电厂高静低动三维隔震系统竖向理论模型，分别对斜置橡胶支座、负刚度装置以及高静低动隔震系统进行静力加载试验，结果表明斜置橡胶支座具有较好的承载力和较大刚度，负刚度装置呈现明显负刚度特性，高静低动隔震系统在动载阶段滞回曲线饱满，具有较小动刚度特征。
理论模型与试验结果的对比表明所提出的高静低动隔震系统理论模型能较好反映该装置系统力学特性。
进一步对核电厂高静低动三维隔震结构进行地震响应分析，结果表明该结构在静载下的变形为102.02 mm，从地震作用下核电厂上部结构和内部设备的三向加速度变化来看，该隔震结构具有良好的减震作用，减震率达到40%以上，提高了核电厂在三向地震作用下的安全性。
关键词地震响应; 斜置橡胶支座; 负刚度; 高静低动三维隔震系统; 核电厂引言核电厂的隔震设计目标是在保留核电站机组原先核岛厂房上部结构及内部所有配套核设施的标准设计不变的前提下，仅在其核岛基础底板下设置隔震支座，减小传递到核电厂上部结构及内部设施的地震作用，使地震输入能量大部分被消耗在隔震层，从而有效保障核电厂在突发强地震条件下的安全性［1‑4］。
当核电厂设置隔震支座时，隔震层在地震作用下的位移变大，会对核电厂结构造成破坏，由此带来的后果十分严重。
因此在提高核电厂隔震结构的隔震效果的同时降低隔震层位移是非常必要的。
传统隔震装置在水平向具有良好的隔震效果，却无法对竖向地震起到隔震作用，甚至可能会扩大竖向地震影响。
大量的观测和试验表明竖向地震动的影响被显著低估［5‑6］。
基于强震记录的核电厂抗震标准反应谱研究
基 于 强 震 记 录 的 核 电厂 抗 震 标 准 反 应 谱 研 究
覃 锋 徐 龙 军” 谢 礼 立”
１ ）中 国哈 尔 滨 １０ ８ ５ ００中 国地 震 局 工 程 力 学 研究 所 ２ ）中国 山 东 威海 ２ ４ ０ ６ ２ ９哈 尔 滨 工 业 大学 （ 海 ）土 木 工程 系 威
ｂ ｓ ｄ ｏ ｔｏ ｇ ｅ ｒ ｈ ａ ｒ ｕ ｄ ｍ ｏ ｉ ｎ ａ ｅ ｎ ｓ ｒ ｎ ａ ｔ ｑｕ ｋｅ ｇ ｏ ｎ ｔｏ ｓ
Ｑｉ ｎ ’ Ｘｕ Ｌｏ ｇｕ ｎ Ｆｅ ｇ ， ’ ｎｊｎ Ｘｉ ｌ ｅＬｉ ｉ
１ ｎ ｔ ｕ ｅ ｆ Ｅ ｇ ｎ ｅ ｉ ｇ Ｍｅｈ ｎ ｃ ， ｈ ｎ ａ ｔｑ ａ ｅ ｍｉ ｉ ｒ ｔ ｎ。 ｒ ｉ ５ ０ ０ ｈ ｎ ）Ｉ ｓｉ ｔ ｎ ｉｅ ｒ ｃ ａ ｉｓ Ｃ ｉ ａＥ ｒｈ ｕ ｋ ｔ ｏ ｎ Ａｄ ｎｓ ａ ｉ ｔ ｏ Ｈａ ｂｎ １ ０ ８ ，Ｃ ｉａ ２ ）Ｄｅ ａ ｔ ｅ ｔ ｆＣ ｖｌ ｎ ｉｅ ｒ ｇ， ｒ ｉ ｎ ｔ ｕ ｅ ｆ Ｔ ｃ ｎ ｌｇ （ｎＷｅｈ ｉ ， ｉ ａ ６ ２ ９ Ｃ ｉ ａ ｐ ｒｍ ｎ ｏ ｉｉ Ｅ ｇ ｎ ｅ ｉ ｎ Ｈａ ｂｎＩ ｓ ｔ ｔ ｏ ｉ ｅｈ ｏｏ ｙ ｉ ｉ ａ ） Ｗｅ ｉ２ ４ ０ ， ｈ ｎ ｈ
外 还 发 现 了基 岩 场 地 的 竖 向峰 值 加 速度 可 能 要 远 比通 常认 为水 平 向 峰值 加 速 度 的 ２ ３大．通 ／ 过 对 比汶 川 地 震 强 震 记 录 的 伪 速 度 谱 和 规 范 给 出 的标 准反 应 谱 ，发 现 规 范 中的 标 准 反应 谱 在
长 周 期 段 偏 小 ．最 后 采 用 两 种 新 的 拟 合 反 应 谱 的 方 法 ，不 仅 改 变 了 以往 先 确 定 控 制 点 的 做 法 ，而且 很 好 地 反 映 了均 值 加 标 准 差 反 应 谱 ． 关 键 词 汶川 地震 基 岩 场 地强 震 记 录 核 电厂 抗 震 设 计 标准反应谱 地 震 动 地 面 峰 值
分区优化核电站抗震设计谱
（．哈尔滨工业大学 （ １ 威海） 土木 工程 系 ，威海 ２ ４ ０ ；２ 天津大学建筑工程学院 ，天津 ３０ ７ ６２９ ． ０ ０ ２）
摘 要 ： 以 集 集地 震 Ｂ 类 场 地 （ 当于基 岩 场地 ） 强 震 记 录 为 基 础 ，通 过 分 析 ｖ 相 的 ／ ａ ／ （ 、ｖ和 ｄ分 别 为 地 面 峰 ａ和 ｄｖ ａ
２ Ｓ ｈ ｏ ｏ Ｃｖｌ ｎ ｉｅｒ ｇ ｉ ｊ ｎｖ ｒｉ ，Ｔａｊ ０ ０ ２ ． ｃｏ ｌ ｆ ｉｉＥ ｇｎｅｉ ，Ｔａ ｉ Ｕ ｉｅｓｙ ｉ ｉ ３ ０ ７ ，Ｃ ｉａ ｎ ｎｎ ｔ ｎｎ ｈｎ）
Ａｂ ｔａ ｔ Ｂａ ｅ ｎ ｔ ｅ ｓｒ ｎ ｃ ｅｅｏ ｒ ｍｓｏ ｉ ｆｏ ｈ ｉＣｈ ￣ｈ ｕ ｋ ｓｒ ｃ ： ｓ ｄ ｏ ｈ ｔｏ ｇ ａ ｃ ｌｒ ｇ ａ ｎ ｓｔ Ｂ ｒ ｍ ｔ ｅ Ｃｈ — ｉＥａ ｑ ａ ｅ， ｔｒ ｕ ｈ ｔｅ ａ ａｙ ｉ ｏ ｅ ｅ ｈ ｏ ｇ ｈ ｎ ｌｓｓ ｆｔ ｈ
值加 速度 、速度 和位移） 的取值及其 随地面峰值加速度 的 变化规律 ，提 出考虑 变化的拐点周期值 ，以实现 不 同地震
动反应谱使 用
讨论 了伪加 速度放大 系数谱 、伪速度放 大 系数 谱和相对位移放 大 系数谱在 所
研 究了 ３类放 大 系数的概 率分布情况 ，并发现认为放大 系数谱值服从 对数 正态分布的
RG1.060 抗震设计的设计反应谱 1973
Revssion I December 1973U.S. ATOMIC ENERGY COMMISSIONREGULATORY DIRECTORATE OF REGULATORY STANDARDSREGULATORY GUIDE 1.60DESIGN RESPONSE SPECTRA FOR SEISMIC DESIGNOF NUCLEAR POWER PLANTSA. INTRODUCTION Criterion 2, "Design Bases for Protection Against Natural Phenomena t ' of Appendix A. "General Design Criteria for Nuclear Power Plants," to 10 CFR Part 50. "Uicensing of Production and Utilization Facilities:" requires, in part, that nuclear power plant structures, systems, and components important to safety be designed to withstand the effects of earthquakes. Proptsed Appendix A, "Seismic and Geologic Siting Criteria." to 10 CFR Part 100, "Reactor Site Criteria,"would require, in part, that the Safe ShutdownEartlhquake (SSE) be defined by response spectra co, responding to the expected maximum ground aiccelcrations. This guide describes a procedure acceptable to the AEC Regulatory staff for defining response spectra for the seismic design of nuclear power plants. The Adviory Committee on Reactor Safeguards has been consulted concerning this guide and has concurred in the regulatory position. B. DISCUSSION In order to approximate the intensity and thereby estimate the maximum ground acceleration' of the expected strongest ground motion (SSE) for a g iven site,proposed Appendix A to 10 CFR Part 100 specifies anumber of required investigations. It does not. however, give a method for defining 1he response spectral coriesponding to the expected maximum ground acceleralion. Tit recorded ground accelerations and response spectlra of past earthquakes prwvide a basis for the ralional designi of structures to resist earthquakes. The Design Response Spectra.' specified for design purposes, can he developed statistically fromn response spectra of past strong-notion earthquakes (see reference I). An I S ce deftintions at the end of the guide.extensive study has been described by Newmark andfilurne in references 1, 2, and 3. After reviewing thesereferenced documents, the AEC Regulatory staff has determined as acceptable the following procedure for defining the Design Response Spectta representing theeffects ofthe vibratory motion of the SSE, 1/2 the SSE, and the Operating Basis Earthquake (OBE) on sites underlain by either rock or soil deposits and covering all frequencies of interest. However, for unusually soft sites, modification to this procedure will be required. In this procedure, the configurations ofthehorizontal component Design Response Spectra foreach of the two mutually perpendicular horizontal axes are shown in Figure I of this guide. These shapes agree with those developed by Newmark, Blume. and Kapur in ,eference 1. In Figure I the base diagram consists of three parts: the bottom line on the left part represents the maximum ground displacement, the bottom line on the right part represents the maximum acceleration, andthe middle part depends on the maximum velocity. Thehorizontal component Design Response Spectra inFigure I of this guide correspond to a maximumhorizontal rou'nd accehiration of 1.0 g. The maximum ground displacement is taken proportional to the maximum groundacceleration, and is set at 36 inchesfor a ground acceleration of 1.0 g. The numerical valuesof design displacements, velocities, and accelerations for the horizontal component Design Response Spectra are obtained by multiplying the corresponding values of the maximum ground displacement and acceleration by thefactorsgiven in Table I of this guide. The displacementregion lines of the Design Response Spectra are parallelto the maximum ground displacement line and are shown on the left of Figure I. The velocity region lines slope downward from a frequency of 0.25 cp' (control point D) to a frequency of 2.5 cps (control point C) and are shown at the top. The remaining two sets of linesbetween the frequencies of 2.5 cps and 33 cps (controlpoint A). with a break at a frequency of 9 cps (controlU.SAJEC REGULATORY GUIDES Carimis of Published guindes mamy, be obtained by request ..indictin the diviti0011 d11rd Ia the US. Atcn* Energy Commission. WVahingR o. D.. 2045.Itefatory Guides we iued to describe an~d @mks etleble to the puc £,Attenon: irector of Regulatory Suterie. Co ew ts end tsugostiont for nalhods acceptable ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~ ~~~ecn~e~ othsACfsito safo e-ipatof Iiomnxiini-- ed wowur end should be tan? t o the sacmrtevy nutod eco'dht t0 the ASC K IM~tY etef S o mmtes ilgcetl, • tIIwyC ~e~o.Whtn .. 2 thm CoinoswAt t wn utions. to delieate technicue ubed by the staff m of the eZlustmV asedhic Problem or Postulted ccontt. o to mOmds gusdeaw to Atote n tm .Chief. Public IN MP Sitff. -Iocantt. RegutOrV Guido owe not sublttuls fr regultions and co wp4mwith themi :.not Moaweed. Methods, and Solutins~ different from those mat out at The guidnd we aIssed on the f61otlgoaptn brood dit.,.orn tn he.is w11 be cemeptle tIf they t cd I b ais flo ths fiditip equiertO soINe ismuwn of sonft~hunce Of 0 p0.915t of be~a by the Cormnkis.on I. P Power tt Asissa Products 2. Researh eilM T est Iteecto. 7. Tru..mtel"nw3. Puet and Mevrak Faecilties 8. occuptional MedthPtbtahed guodas mil b ewited , wetldceltty. as e Woprmo.looccommodem 4. Environmatot and SitPi•t, 1. Antitrust Re 0 torimamnan WM with ite Mw sottorfft$Olt or OAu~ione. Mats, ink and Plans PIsmsctions Ia. Goneref GUIDEpoint B). constitut; the acceleration region of the horizontil Design Response Spectra. For frequencies higher than 33 cps. the maximumnt ground acceleration line repfc.ents the Design Rcptu.nw Spectra."flih vertical component Design Response Spectra ".orresponding to the maximum horizotd ground a'cekreuti's of 1.0 g are shown in Figure 2 of this guide. The numerical values of design displacements, velocities, and accelerations in these spectra are obtained by multiplying the corresponding values of the maximum hJri:,ontal ground motion (acceleration = 1.0 g and displacement = 36 in.) by the factors given in Table II of this guide. The displacement region lines of the Design Response Spectra are parallel to the maximum ground displacement line and are shown on the left of Figure 2. The velocity region lines slope downward from a frequency of 0.25 cps (control point D) to a frequency of 3.5 cpa (control point C) and are shown at the top. The remaining two sets of lines between the frequencies of 3.5 cps and 33 cps (control point A), with a break at the frcquency of 9 cpa (control point B), constitute the acceleration region of the vertical Design Response Spectra. It should be noted that the vertical Design Respunse Spectra values are 2/3 those of the horizontal D'esiln Response Spectra for frequencies less than 0.25; for frequencies lugher than 3.5, they are the same, while the ratio varies between 2/3 and I for frequencies between 0.25 and 3.5. For frequencies higher than 33 cpM. the Design Response Spectra follow the maximum pound acceleration line.The horizontal and vertical component Design Response Spectra in Figures I and 2, respectively, of this guide correspond to a maximum horizontal ground acceleration of 1.0 .* For sites with different acceleration values specified for the design earthquake, the Design Response Spectra should be linearly scaled from Figures I and 2 in proportion to the specified maximum horizontal pound acceleration. For sites that (I) are relatively close to the epicenter of an expectedearthquake or (2) have physical characteristics that could significantly affect the spectral pattern of input motion, such as being underlain by poor soil depxosts. the procedure described above will not apply. In these cases, the Design Response Spectra should be developed individually according to the site characteristics.C. REGULATORY POSITION1. The horizontal component ground Design Response Spectra, without soil-structure interaction effects, of the SSE, 1/2 the SSE. or the OBE on sites underlain by rock or by soil should be linearly scaled from Figure I1 in proportion to the maximum horizontal pound acceleration specified for the earthquake chosen. (Figure I corresponds to a maximum horizontal ground acceleration of 1.0 5 and accompanying displacement of 36 in.) The applicable multiplication factors and control points are gven in Table I. For damping ratios not included in Figure I or Table I, a linear interpolation should be used.2. The vertical component ground Design Response Spectra, without soil-structure interaction effects, of the SSE. 1/2 the SSE, or the OBE on sites underlain by rock or by soil should be linearly scaled from Figure 22 in proportion to the maximum horizontal grouMd acceleration specified for the earthquake chosen. (Figure 2 is based on a maximum hw algm d acdcrajn of 1.0 g and accompanying displacement of 36 in.) The applicable multiplication factors and control points are given in Table 11. For damping ratios not included in Figure 2 or Table 11, a linear interpolation should be used.'This does not apply to sites which (1) an relatively com to the epcenter of an expected earthquake of (2) which haie physical characteristlca that couMd nifcantly affect the spectral ,rmbinatia of input motion. The Desip Respuotn Spectra for such sites should be developed on a cam-by-cam1.60.2KDEFINITIONSRespone Spectrum mcans a plot of the maximum response (acceleration. velocity. or displacemnct) of afamily of idealized single-depee-of-fieekrcn dampedoscillators as a function of natural frequencies (oi periods) of the oscillators to a specified vibratory motion input at their supports. When obtained from a recorded earthquake record, the. response spectrurr tends to be irregular, with a number of peaks ane valleys.Design Resp.. Spectrum is a relatively smoot)I relationship obtained by analyzing. evaluating, and statistically combining a number of individual response spectra derived from the records of significant past earthquakes.Maximum (peak) Ground Accderatio specified for agiven site means that value of the acceleration whichcorresponds to zero period in the design resporse spectrafor that site. At zero period the design response spectraacceleration is identical for all damping values and isequal to the maximum (peak) gpound acceleration I specified for that site.TABLE IHORIZONTAL DESIGN RESPONSE SPECTRARELATIVE VALUES OF SPECTRUM AMPLIFICATION FACTORSFOR CONTROL POINTSAenplificton Factors for Control Pointsof Acmalation" ' OiqImnment''Omanw0n A(33 qxl B(9 qx) C42.5 cpd W)(0.2S qchI 0.5 1.0 4.96 5.95 3.202.0 1.03.544.25 2.50 S.0 1.0 2.61 3.13 2.05 7.0 1.0 2.27 2.721A8810.0 1.0 1.90 2.28 1.70Maximum gound disyacament is taken proportional to matmwm ground accelciation, and Is 36 In. for pround acceleration of 1.0 gravity. sAbotimtion and displacement anplifkztion factor are taken from gecoiunmastions Stan in teforence 1. 1.60-3VERTICAL DESIGN RESPONSE SPECTRA RELATIVE VALUES OF SPECTRUM AMPLIFICATION FACTORSFOR CONTROL POINTSPerosnt Amplrification Fcitors for Control PointsCritlcal Acooeratioo' 2ai s Daf•ping A(33 cps) 8(9 cps) C13.5 cm) D(0.25 cps)0.5 1.0 4.96 5.67' 2.132.0 1.03.544.05 1.675.0 .0 2.61 2.98 1.377.0 1.0 2.27 2.59 1.2510.0 1.0 1.90 2.17 1.13'Maximum ground dispilacbment is taken proportional to maximum gound acceleration and is 36 in. ftw ground acceleration of 1.0 gravity.s Acceleration amplhllation factors for the vcfti'al design response spectra arc equal to those for horizontal design re.sponse spcctra at a givenfrequency. whereas dixplacement ampltfcation f'actms are 2/3 those rot hodznnlal design response spectra. These ratios between the amplification factorfor the two desia response spectra are In a greement with thou recommendedn rceference I.3Tbew values were changed to nake thb tabl consittsnt with the dis.cussim of vertical cnmponents in Section B of this guide.REFERENCESI. Newnark. N. M.. John A. Blume. and Kanwar K.Kapur, "Design Response Spectra for Nuclear Power Plants," ASCE Structural Engineering Meeting, Sin Francisco. April 1973.2. N. M. N ewmark Consulting Engineering Services, "AStudy of Vertical SW- Horizontal EarthquakeSpectra," Urbana, Illinois, USAEC Contract No.AT(49-$)-2667, WASH-1 255, April 1973.3. John A. Blume & Associates, "Recommendationsfor Shape of Earthquake Response Spectra," San Francisco, California, USAEC Contract No.AT(49-$)-301 I. WASH-1254. February 1973.1.604K0.1 02 0.s 1 2 5 10 2D 50 100FRr WUENCY. cpsFIGURE 1. HORIZONTAL DESIGN RESPONSE SPECTRA -SCALED TO 1g HORIZONTAL GROUND ACCELERATION1000X500010e4pI50.1 0D2 0. 1 2 5 10 20 50 100FREOUENCY. cp,FIGURE 2. VERTICAL DESIGN RESPONSE SPECTRA -SCALED TO ig HORIZONTAL GROUND ACCELERATIONUNITED STATES NUCLEAR REGULATORY COMMISSION WASHINGTON, D.C. 20555SFIRST CLASS MAIL POSTAGE III FES PAIDus. NcWASH D CPf RMI1 No LOFFICIAL BUSINESS PENALTY FOR PRIVATE USE. $300。
开挖爆破对核电站新浇混凝土影响的分析研究_潘蓉
ANALYSIS OF BLASTING VIBＲATION EFFECTS ON NUCLEAＲ POWEＲ PLANT GＲEEN CONCＲETE
2 Pan Ｒong1， 3 Li Xiaojun1，
Jiang Chuanfang4
Zhu Xiuyun2
（ 1． Institute of Engineering Mechanics，China Earthquake Administration，Harbin 150080 ，China； 2． Nuclear ＆ Ｒadiation Safety Centre，Ministry of Environmental Protection，Beijing 100082 ，China； 3． Institute of Geophysics，China Earthquake Administration，Beijing 100081 ，China； 4． China Nuclear Power Engineering Company Ltd，Beijing 100840 ，China） Abstract： Data and information collection and analysis are conducted for the inspection and control requirements of blasting vibration control for nearby green concrete in technical codes and standards at home and abroad． And both engineering experience for nuclear power plant construction and blasting test data from the past testing program are also collected． Analysis and comparing are done for the blasting vibration effects on concrete strength and the bond strength between steel bar and concrete to discuss the influence of blasting vibration on green concrete structure capacity． And the conclusion is got that properly controlled blasting vibration has little influence on green concrete both in concrete strength and bond strength between steel bar and concrete． Keywords： nuclear power plant； excavation blasting； green concrete； blasting vibration control
极限安全地震动下核电站安全壳楼层反应谱
极限安全地震动下核电站安全壳楼层反应谱兀琼;刘玉岚;王彪【摘要】In the structural design and safety assessment of nuclear power plant,it is of great significant to analyze the seismic response of containment.Based on the three-dimensional finite element model of the containment,the nonlinear seismic response analysis is carried out at the ultimate safety ground mo-tion,especially the seismic response spectrum of some floors are calculated by the time history method. In addition,the effect of different target damping ratios on the floor response spectrum were analyzed and compared.It is indicated that the detailed 3D finite element model is capable to reflect the actual re-sponse of structures and ensure the integrity at the ultimate safety ground motion.The structural response spectrum of structure obtained from the analysis could be used as the input data of the substructure seis -mic analysis.%核电站安全壳结构的抗震分析对核电站设计和安全性评估起着至关重要的作用.采用ABAQUS有限元分析软件,对核电站CPR1000安全壳结构建立精细的三维有限元模型,在极限安全地震动下使用时程法进行非线性抗震分析;选取一些关键楼层位置的代表点计算结构的楼层反应谱,分析比较不同目标阻尼比对楼层反应谱的影响.结果表明:所建立的三维有限元模型能够真实有效地反映结构抗震分析时的具体响应,并且在极限安全地震动作用下仍然保持完整性,分析得到的结构楼层反应谱可作为子结构抗震分析的输入数据.【期刊名称】《中山大学学报（自然科学版）》【年(卷),期】2018(057)001【总页数】7页(P136-142)【关键词】核电站安全壳;三维有限元模型;极限安全地震动;楼层反应谱【作者】兀琼;刘玉岚;王彪【作者单位】中山大学工学院,广东广州510275;中山大学工学院,广东广州510275;中山大学中法核工程与技术学院,广东广州510275【正文语种】中文【中图分类】TU312发展核电是解决能源问题一个有效的途径，而核电站的安全一直备受人们的关注。
某核电站安全壳隔震动力响应规律初探
某核电站安全壳隔震动力响应规律初探
孙锋;潘蓉;王威;路雨
【期刊名称】《工程抗震与加固改造》
【年(卷),期】2014(36)3
【摘要】核电厂房隔震有别于传统的抗震设计,国外已有成功应用隔震技术的运行核电厂,但我国对核电厂隔震技术的研究相对较少.日本福岛核电厂超设计基准事故发生之后,隔震技术日益受到各方关注.本文以某核电站安全壳隔震方案为例,利用有限元ANSYS软件,建立核岛结构隔震计算仿真模型,对安全壳厂房结构进行动力时程分析,重点比较采用隔震技术后安全壳结构的地震响应变化规律,结果显示:隔震层在罕遇地震下工作状态稳定,上部结构的地震响应有了明显的降低.初步总结了隔震技术的特点.
【总页数】4页(P27-30)
【作者】孙锋;潘蓉;王威;路雨
【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京100082
【正文语种】中文
【中图分类】TU352.1+2
【相关文献】
1.炸弹接触核电站安全壳壳顶爆炸的结构动力响应分析 [J], 王天运;任辉启;申祖武
2.某核电站安全壳隔震动力响应规律初探 [J], 陈杨
3.基础隔震系统对核电站安全壳抗震的影响 [J], 赵春风;陈健云
4.核电站安全壳隔震可靠度研究 [J], 王艺萍;赵玉静
5.具有隔震构造的核电站安全壳在强烈地震和大型商用飞机撞击下的振动响应分析[J], 李建波;梅润雨;于梦;林皋
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核设施抗震设计中的设计地震反应谱
核设施抗震设计中的设计地震反应谱潘蓉【摘要】对于除核电厂以外的其他核设施,国际原子能机构的技术文件中推荐使用一组适用于不同场地情况的标准设计反应谱.通过研究分析其特点,并将GB500112010规范中推荐的设计反应谱与其他核设施反应谱相对比,为核设施设计中适当选择设计反应谱提供参考.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2010(000)003【总页数】7页(P36-41,50)【关键词】其他核设施;设计地震反应谱;外部事件分类【作者】潘蓉【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心,北京,100082【正文语种】中文随着现代工业的发展和人们生活水平的不断提高，日常的生产生活对于电力的需求日益增长。
从发展清洁能源的角度出发，我国正在规划建设更多的核电站以及与之配套的其他核设施。
由于核电厂和其他核设施中包含有放射性物质，对社会和环境具有潜在的安全影响。
因此，核电厂中建筑结构的设计要考虑比常规建筑物更高的安全裕度，而对于其他核设施也要依据其固有的安全特性采用适当的设计标准，以保证合理的安全裕度。
过去，人们一般比较关注核电厂的安全，为核电厂的抗震设计编制了一系列标准规范，而对于除核电厂以外的其他核设施的抗震设计没有专门的规范可以依据，经常采用民用规范进行设计。
“512汶川地震”给四川省核设施带来了前所未有的威胁，也提醒我们在今后的核设施设计中应针对核设施的特点，适当地对其抗震设计予以考虑，以保证核设施有足够的能力抵御地震的危害，从而保证人员和环境的安全。
下文结合其他核设施的特点，将国际原子能机构推荐的核设施设计地震反应谱与用于核电厂设计的反应谱及我国“建筑物抗震设计规范”的设计反应谱进行对比，以对核设施的抗震设计起到帮助作用。
除核电厂以外其他核设施具有以下特点：(1)与核电厂相比，其项目投资相对有限，用于厂址勘察的费用也不像核电厂那么充裕，因此厂址调查的范围不可能像核电厂那么大;(2)与常规设施相比，其他核设施中包含有放射性物质，对公众和环境具有潜在的威胁;(3)其他核设施种类较多、涉及的范围较广，各种设施的安全特性相差较大。
基于不同设定地震方法的长周期建筑设计反应谱的对比分析
基于不同设定地震方法的长周期建筑设计反应谱的对比分析徐丹丹;吕悦军;陈阳;潘龙【摘要】现有的设定地震方法主要有两种:加权平均法和最大概率法.本文首先简要介绍了这两种方法,然后以烟台地区一高层建筑为研究对象,分别采用加权平均法和最大概率法进行地震危险性分析,确定出设定地震震级、震中距以及具体空间位置,给出了两种方法的设定地震反应谱,最后对这两种方法所得结果的差异进行了对比和分析.结果表明:加权平均法所得反应谱将长周期处的安全性考虑在内,适用于中长周期建(构)筑物；最大概率法由于其长周期处谱值偏低,会增加长周期工程的危险性,不宜用于长周期工程,但对短周期建(构)筑物应用合理；对于自振周期不同的建筑工程应选用不同的地震危险性分析方法进行设计反应谱的确定.【期刊名称】《震灾防御技术》【年(卷),期】2013(008)003【总页数】8页(P244-251)【关键词】长周期;设定地震;加权平均法;最大概率法;反应谱【作者】徐丹丹;吕悦军;陈阳;潘龙【作者单位】北京勘察技术工程有限公司,北京100192;中国地震局地壳应力研究所,北京100085;中国地震局地壳应力研究所,北京100085;中国地震局地壳应力研究所,北京100085;中国地震局地壳应力研究所,北京100085【正文语种】中文引言随着建筑业的飞速发展，高层建筑越来越多，但是我国有很多城市处于地震频发地带，地震对建筑物造成的影响尤为突出，因此，建筑物尤其是高层建筑的抗震设防问题就显得越来越重要。
目前，表征抗震设防特点的主要参数是地震动振幅和地震动谱。
其中，地震动振幅峰值的大小反映了地震过程中某一时刻地震动的最大强度；而地震动谱则表示地震动的频域特征（陈厚群等，2005）。
高层建筑抗震设防中地震动参数的确定方法主要是概率性地震危险性分析，这种方法的最大优点是给出了不同震级（或烈度）地震发生的可能性，以及在感兴趣的场点一定年限内地面运动可能性的估计值。
核岛厂房在超设计基准地震作用下的静力弹塑性反应分析
$L超设计基准地震概况 $&$ L 基 本 情 况
柏崎*刈羽核电 站 厂 址 位 于 日 本 西 海 岸 的 新 潟 县"南邻柏崎市)北邻刈羽村% 同一厂址上共有 ] 台 机组"是世界上总装机容量最大的核电站"总装机容 量为 7 544 9= 电功率 ’3( % 本次 研 究 的 主 要 对 象 是 ] 号机组的反应堆厂房%
6
$&( L 反 应 堆 厂 房 结 构 分 析 模 型 的 建 立 反应堆厂房主体结构为钢筋混凝土框排架剪
力墙结构"共有 7 层"地下有 8 层)地上有 [ 层% 基 底 埋 深 为 _38/] U#屋 面 标 高 为 0\/]44 U"总 高 度 为 18/0 U% 厂 房 主 要 结 构 构 件 包 括 & 筏 板 ) 外 墙 ) 钢筋混凝土安全壳容器)内墙和附属墙体)由混凝 土梁板体 系 组 成 的 楼 板)钢 筋 混 凝 土 柱 和 钢 结 构 屋面结构% 厂房内有一部起重量为 [44 W2的桥式 吊车%
注&曲线由下至上依次为加速度放大 3 )5)0 和 1 倍的加速度反应谱% 图 06不同倍数主震基底加速度水平 /方向反应谱 S(DA06R,’(Z,"&)*hX#(’C-&(," ’C%T,"%C%TC-&’$U
6
(&’ L 地 基 弹 簧 边 界 模 型 分 析 考虑土 _结构相互作用"边界条件选取土弹簧 _
工业建筑65431 年第 01 卷第 34 期
注&曲线由下至上依次为加速度放大至 3)5)0 和 1 倍的加速度需求谱% 图 [6水平 /方向需求谱曲线
研究堆构筑物抗震设计中的地震反应谱对比分析
研究堆构筑物抗震设计中的地震反应谱对比分析Zhu Xiuyun;Pan Rong;Zhu Jingsheng;Zhang Ou【摘要】本文介绍了国际原子能机构(IAEA)的TECDOC-1347推荐使用的适用于不同地震烈度、不同场地类型的设计地震反应谱.通过与RG 1.60及《建筑抗震设计规范》(GB 50011-2010)中的设计反应谱进行对比分析,总结了TECDOC-1347推荐的研究堆设计反应谱的特点.【期刊名称】《震灾防御技术》【年(卷),期】2018(013)004【总页数】7页(P822-828)【关键词】研究堆;设计地震反应谱;对比分析;地震动输入【作者】Zhu Xiuyun;Pan Rong;Zhu Jingsheng;Zhang Ou【作者单位】【正文语种】中文引言目前，我国在役和在建的研究堆已有20多座，这些研究堆的堆型、用途、功率水平、设计原理、运行方式、安全特性等不尽相同，不同类型研究堆的安全设计要求、运行模式和管理也有很大的差别（宋琛修等，2013）。
国家核安全局（2013）发布的《研究堆安全分类（试行）》将研究堆分为Ⅰ、Ⅱ和Ⅲ类。
过去，我国比较关注核电厂的安全，为核电厂的抗震设计编制了一系列标准规范，已经形成了完整的分析和评价方法。
而对研究堆的抗震设计，却并没有专门的规范，Ⅰ、Ⅱ类研究堆仍按照以往的设计经验进行处理，缺少相关的理论依据和法规标准支持（孙锋等，2016）。
“5·12”汶川地震给四川省的研究堆带来了前所未有的威胁，也提醒人们在今后的研究堆设计中，应针对研究堆的不同类别，合理地进行抗震设计，以保证其有足够的能力抵御地震的危害，从而保证人员和环境的安全（潘蓉，2010）。
2003年，国际原子能机构（International Atomic Energy Ageny，简称IAEA）颁布了技术文件《除核电厂之外的其他核设施设计中对外部事件（以地震为主）的考虑》（TECDOC—1347），用于除核动力厂以外核设施与外部事件相关的选址和设计，其中包括研究堆（International Atomic Energy Agency，2003）。
抗震设计中反应谱的应用
抗震设计中反应谱的利用之杨若古兰创作一．什么是反应谱理论在房屋工程抗震研讨中，反应谱是次要的计算由结构动力特性所发生共振效应的方法.它的书面定义是“在给定的地震加速度感化期间内，单质点体系的最大位移反应、速度反应和加速度反应随质点自振周期变更的曲线.用作计算在地震感化下结构的内力和变形”，反应谱理论考虑了结构动力特性与地震撼特性之间的动力关系，通过反应谱来计算由结构动力特性（自振周期、振型和阻尼）所发生的共振效应，但其计算公式仍保存了初期静力理论的方式.地震时结构所受的最大水平基底剪力，即总水平地震感化为：FEK = kβ(T)G式中，k为地震系数，β(T)则是加速度反应谱Sa(T)与地震撼最大加速度a的比值，它暗示地震时结构振动加速度的放大倍数.β(T)=Sa(T)/a反应谱理论建立在以下基本假定的基础上：1)结构的地震反应是线弹性的，可以采取叠加道理进行振型组合；2)结构物所有支承处的地震撼完整不异：3)结构物最晦气地震反应为其最大地震反应：4)地震撼的过程是平稳随机过程.二．实际房屋抗震设计中的利用为了进行建筑结构的抗震设计，必须首先求得地震感化下建筑结构各构件的内力.普通而言，求解建筑结构在地震感化下构件内力的方法次要有两种，一种是建立比较精确的动力学模型进行动力时程分析计算，这类方法比较费时费力，其精确度取决于动力学模型的精确性和所拔取地震波是否适当，而且对于工程技术人员来说，这类方法不容易把握；第二种方法是根据地震感化下建筑结构的加速度反映，求出该结构体系的惯性力，将此惯性力作为一种反映地震影响的等效率，即地震感化，然后进行抗震计算，抗震规范实际上采取了第二种方法，即地震感化反应谱法.实践也证实此方法更适合工程技术人员采取.因为目前抗震规范中的地震感化反应谱仅考虑结构发生弹性变形情况下所得的反应谱，是以当结构某些部位发生非线性变形时，抗震规范中的反应谱就不克不及适用，而应采取弹塑性反应谱来进行计算.是以选用合适的弹塑性反应谱并提出适当的地震感化计算方法在我国抗震设计中具有次要的理想意义.弹塑性反应谱品种繁多，次要包含等延性强度需求谱和等强度延性需求谱，其实质是确定强度折减系数R，延性系数，和结构周期T之间的关系.上面就普通房屋设计中的弹塑性反应谱设计来举例说明.反应谱是指单自在度体系对于某地面活动加速度的最大反应与体系的自振特性(自振周期和阻尼比)之间的函数关系.抗震规范中所采取的弹性反应谱如图1所示⋯，它是在计算了大量地面活动加速度的基础上，确定地震影响系数与特征周期T之间关系的曲线图一：地震影响系数曲线图一中绘出的弹性加速度反应谱其表达式如下其中，为曲线降低段衰减系数，；为阻尼比；为阻尼比调整系数，；为直线降低段斜率调整系数，；为场地土的特征周期；为最大地震影响系数.根据适当的模型，列出响应关系模型式，再将各响应系数带入，即可得到建立在此模型上的弹塑性反应谱.在利用弹性反应谱对多层房屋进行抗震设计时，通常将每一层楼面或楼盖的质量及上下各一半的楼层结构质量集中到楼面或楼盖标高处，作为一个质点，并假定由无重的弹性直杆支持于地面，把全部结构简化成1个多质点弹性体系.多自在度体系的水平地震感化可用各质点所受的惯性力来代表，故对应于第j振型质点i上的水平地震感化为式中，暗示对应于第j振型质点i上的最大水平地震感化；暗示质点i的质量；暗示第j振型下质点i的最大绝对加速度反应；暗示第j振型下质点i的位移幅值；暗示第j振型介入系数.根据随机振动理论，如假定地震时的地面活动为平稳随机过程，则对于各平动振型发生的地震感化效应可近似地采取“平方和开方”法确定，是以第i层剪力可由下式暗示当发生罕见地震时，因为地震感化比多碰到地震时的地震感化要大得多，是以若假设第i，i+1，…，i+L层曾经发生塑性变形，这时候上式变成第i层层间位移为式中，暗示第i层的楼层剪力；暗示第i层的楼层侧移刚度.利用以上的一系列公式就能利用反应谱法设计结构的抗震功能.三．我的心得体会在进行建筑结构的抗震设计时，必须首先求得地震感化下建筑结构各构件的内力.反应谱法以其特有的简洁，直观，易于把握等特点，称为了在房屋设计中抗震设计的首选方法.将结构体系的惯性力当做地震的等效率的方法也更接近实际情况，防止了因为近似取模型形成的过大误差.总而言之，反应谱方法通过反应谱的概念，既考虑了结构动力特性和地震撼特性之间的关系，又充分利用了静力理论，巧妙地将动力成绩静力化，使复杂的结构地震感化及其效应的计算变得简单易行.但是，综合这两天我对相干文献的浏览，我发现反应谱法还是有很多成绩，例如因为实际条件所限，可能不克不及充分体现结构自重对构件内力的影响，可能导致模型的破坏形状和结构在地震感化下的实际破坏形状不完整不异，又例如计算中相干系数浩繁，而且系数的取值范围比较宽泛，容易导致计算结果误差范围过大，失去参考价值，是以反应谱法还是有继续完美的空间，值得我们去研讨改善.。
不同法规要求的核电厂设计地震动时程
不同法规要求的核电厂设计地震动时程
侯春林;李小军;潘蓉
【期刊名称】《核安全》
【年(卷),期】2012(000)004
【摘要】探讨了核电厂不同法规涉及人造地震动方面的规定,对比现行中国可引用的法规之间在输入地震动要求方面的异同,并逐条给出了法国压水堆M310和三代先进堆AP1000具体设计时的对应关系,随后对各个法规的技术背景、要求及实际应用进行了评述,为我国核电厂抗震设计、安全评价及相关法规标准的完善和修订提供参考.
【总页数】5页(P46-50)
【作者】侯春林;李小军;潘蓉
【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082
【正文语种】中文
【相关文献】
1.各类抗震设计规范对设计地震动时程规定的对比分析 [J], 王珊;张郁山
2.考虑远场大震对持时影响的人工地震动时程 [J], 赵凤新;张郁山
3.基于设计地震动的斜入射波时程确定方法对土石坝地震响应的影响 [J], 王飞;宋志强;刘云贺;张剑峰
4.满足时-频统计特性的地震动时程调整 [J], 袁美巧;俞瑞芳;俞言祥
5.不同法规关于核电厂设计地震动合成的技术要求比较 [J], 李忠诚;赵凤新
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人工合成地震动
引言：随着社会的快速发展，核电站和海洋平台迅速兴建，大型水坝、高层建筑和大跨桥梁日益增加，其中很多兴建于强震活动区。
由于这些结构物的重要性，加之缺乏这类工程及相应场地的抗震经验，对其抗震性能的研究引起了社会和工程界的重视。
并且相应的抗震规范都规定，在上述重要结构的设计中，应当采用地震动时程输入结构动力分析来考虑地震动时间过程影响。
由于很难在天然地震中取得相应场的地峰值和反应谱，为探讨结构物在地震动反应中的耗能特性和破坏机理，必须对结构物在地震动作用下的整个过程进行模拟，用人工合成地震动方法，分析结构物及相应场地在地震动中的反应，因此对比天然地震动与人工合成地震动在相应场地反应的异同成为抗震设防的重点。
1、选取天然地震波本论文所用的天然波取自1976年8月9日06：41唐山大地震中的一次5.7级余震记录，由于记录地点在迁安地震台，因此通常被称为“迁安波”。
经过校正加速度记录信息如下：南北向记录，时间间隔0.01s，记录2320个点，持续时间23.19s，峰值为158.62gal，出现在2.37s。
迁安波时程曲线如图1-1所示，其反应谱如图1-2所示。
图1-1迁安波地震记录图1-2迁安波地震反应谱2、人工合成地震动在工程地震学研究中，采用多种方法来估计地震动。
其中包括基于幅值和卓越周期调整的比例方法、拟合目标峰值和反应谱的数值方法、选择实际地震动记录的地震记录匹配法及半经验半理论模拟方法。
下面我们采用拟合目标峰值和反应谱的数值方法，进行人工合成地震动。
随着强震动观测的发展及对地震宏观震害经验和仪器测量结果的大量分析研究发现，运用数值方法程序计算出的反应谱和加速度时程，可以通过地震动的工程特性三要素来描述即：地震动的振幅、频率和持续时间。
因此我们通过控制这三要素，运用Saw软件，更改随机数200，得到图2-1和图2-2如下：图2-1人工合成地震动时图2-2人工合成地震动反应谱3、 构建场地模型《建筑抗震设计规范》（GB50011－2001）规定采用剪切波速和覆盖层厚度两个物理性指标来进行确定场地类别。
中国核电厂抗震设计用标准反应谱
中国核电厂抗震设计用标准反应谱
郭玉学;王治山
【期刊名称】《世界地震工程》
【年(卷),期】1993()2
【摘要】一、前言近年来,国内外关于地震动参数(其中包括反应谱)特征的研究结果表明,不同国家或不同地区之间是有差异的。
许多研究者认为,一个国家或地区的地震动参数,不宜直接应用于另一个国家或地区。
因此,本文旨在以现有的国内外抗震规范为基础,结合我国《核电厂抗震设计规范》制定的需要,讨论怎样合理利用国内外强震观测资料,为我国提出一个合理的、安全的标准反应谱。
【总页数】7页(P31-36)
【关键词】核电厂;抗震;设计;标准;反应谱
【作者】郭玉学;王治山
【作者单位】国家地震局工程力学研究所
【正文语种】中文
【中图分类】TU271.102
【相关文献】
1.中国建筑抗震设计规范与欧洲规范Eurocode8关于抗震设计反应谱的比较 [J], 张翔
2.我国核电厂抗震设计反应谱和RG1.60设计反应谱的比较分析 [J], 李亮;杨宇;赵雷;詹佳硕;覃锋;路雨
3.基于强震记录的核电厂抗震标准反应谱研究 [J], 覃锋;徐龙军;谢礼立
4.从中国、美国、欧洲抗震设计规范谱的比较探讨我国的抗震设计反应谱 [J], 余湛;石树中;沈建文;刘峥
5.中日建筑抗震设计标准的比较——设计思路、方法及反应谱 [J], 孙凤利;许金凤因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
核安全审评中的竖向地震反应谱
核安全审评中的竖向地震反应谱
孙造占;黄炳臣
【期刊名称】《核安全》
【年(卷),期】2011(000)004
【摘要】介绍了民用核设施抗震设计的基本要求.从地震反应谱的基本概念入手,分析了核安全审评中应该关注的厂址地震反应谱和设计地震反应谱.从区分绝对反应谱和相对反应谱入手,剖析了竖向地震反应谱和水平地震反应谱之间的区别及联系,并就我国目前实际情况,对厂址竖向地震反应谱的确定提出了建议.
【总页数】6页(P12-17)
【作者】孙造占;黄炳臣
【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心,北京,100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京,100082
【正文语种】中文
【相关文献】
1.核安全设备重大不符合项典型案例分析与核安全审评关注点 [J], 孙海涛;王臣;郑丽馨;张跃;孙造占;马若群
2.田湾核电厂最终安全分析报告核安全审评的第二次专题审评对话会召开 [J],
3.在役核辅助管道焊缝缺陷事件的核安全审评 [J], 孙造占;王庆;房永刚
4.民用核安全设备许可审评中的常见问题及建议 [J], 张发云;张强升;贺振宇;赵立彬
5.IEC 60880和IEEE 1012在核安全审评中的适用性分析 [J], 黄伟杰;尹宝娟;毛从吉;张宓
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第42卷增刊原子能科学技术Vo l .42,Suppl . 2008年12月Atomic Energy Science and Techno logy Dec .2008核设施的设计地震反应谱潘 蓉(环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082)摘要:通过将I AEA 技术文件T ECDO C 1347推荐的核设施标准设计反应谱与RG 1.60标准设计反应谱及GB 50011—2001规范中推荐的设计反应谱进行对比,分析说明各设计反应谱的特点。
本文分析结果为核设施设计中适当选择设计反应谱提供参考。
关键词:核设施;核电厂;设计地震反应谱;超越概率;保守性中图分类号:TB122 文献标志码:A 文章编号:1000-6931(2008)S1-0622-08Design Seismic Response Spectru m Used in Designof Nuclear FacilitiesPAN Ro ng(N uc lear and Radiation Sa f ety Centre ,Environmenta l Protection Ministration ,Beij ing 100082,China )A bstract : The comparison w o rk w as conducted among the desig n spectrum fo r nuclear facilities recommended in IAEA TECDOC 1347,NRC RG 1.60standard spectrum and the o ne recommended in Chinese standard GB 50011—2001.The characteristics of these spectra w ere studied .The re sults are useful in the choosing o f reaso nable design spec -trum fo r the desig n of nuclear facilities othe r than nuclear pow er plants .Key words :nuclear facilities ;nuclear pow er plant ;design seismic spectrum ;ex ceeding pro bability ;conservative收稿日期:2008-08-15;修回日期:2008-11-30作者简介:潘 蓉(1966—),女,安徽歙县人,研究员,博士,结构工程专业 由于核电厂和其他核设施中包含有放射性物质,对社会和环境具有潜在的安全影响。
因此,核电厂中建筑结构的设计要考虑比常规建筑物更高的安全裕度,而对于其他核设施也要依据其固有的安全特性采用适当的设计标准,以保证合理的安全裕度。
过去,人们一般比较关注核电厂的安全,为核电厂的抗震设计编制了一系列标准规范,而对于除核电厂外的其他核设施的抗震设计无专门的规范可依据,常采用民用规范进行设计。
“5.12”大地震给四川省核设施带来了前所未有的威胁,也提醒人们在今后的核设施设计中应针对核设施的特点,适当对其抗震设计予以考虑,以保证核设施有足够的能力抵御地震的危害,从而保证人员和环境的安全。
本文结合其他核设施的特点,将国际原子能机构(IAEA )推荐的核设施设计地震反应谱与用于核电厂设计的反应谱及我国“建筑抗震设计规范”的设计反应谱进行对比,并将AP1000标准设计的反应谱与其他设计反应谱进行对比,分析这些反应谱间的差异,以对核设施的抗震设计起到帮助作用。
1 核电厂设计中使用的设计地震反应谱1.1 美国NRC 的RG 1.60反应谱在我国已建核电厂的设计中,大多采用美国NRC 的RG 1.60反应谱。
该设计反应谱是基于核电厂建筑物的持力层一般为较硬场地这一特点,对从强震记录得到的一系列单个反应谱进行分析、评价及组合统计后得出的总体反应谱,是宽带反应谱。
这类宽带反应谱一般具有如下特点:1)不同震级和距离的地震控制不同的频率范围,小震对高频范围的贡献比对低频范围的贡献多;2)不会有某次地震的频率范围与设计地震反应谱的频率范围完全相同,因此,在使用宽带反应谱确定控制运动时具有一定的保守性;3)某一次地震可能在某个频率超过设计地震反应谱,超过的可能性取决于设计反应谱的“目标保证率(N EP )”。
RG 1.60反应谱的N EP 为84%[1],即有84%的地震动不会超越该反应谱。
1.2 RG 1.60反应谱的应用RG 1.60反应谱于1973年提出,在核电厂的设计中已得到广泛应用。
RG 1.60反应谱也不是适于所有核电厂厂址,其应用受到一定限制。
由于在生成该反应谱时,考虑的厂址持力层为基岩或硬土,因此,当持力层为较软弱土层时,不能直接应用,需根据具体情况进行修正。
另外,RG 1.60反应谱不能用于与预期地震震源接近的厂址及对输入运动的谱型有重大影响的地貌特征的厂址[2]。
应说明的是,RG 1.60导则中给出了水平和竖直方向两条反应谱。
通过对比可发现:在频率低于0.25H z 的区域,竖向谱值为水平谱值的2/3;在高于3.5Hz 的频段,竖向谱值与水平谱相同;在0.25～3.5H z ,竖向谱值与水平谱值之比为2/3～1时插入;对于33Hz 以上的竖向谱值,与最大地面加速度一致。
当对某一厂址的竖向反应谱进行标定时,应以厂址水平加速度峰值乘以竖向谱放大系数对竖向谱进行标定,而不是以竖向加速度峰值进行标定。
这一点在实际应用中应予以关注。
在我国已建核电厂对RG 1.60反应谱的应用中,均未采用RG 1.60导则中提供的竖向反应谱,而是竖向谱选用与水平谱相同的曲线。
对某一厂址进行标定时,竖向加速度峰值取水平峰值的2/3对水平谱进行标定,得到竖向反应谱。
这种做法在厂址附近没有较大发震构造、厂址特定反应谱可被RG 1.60反应谱包络的情况下可接受,但在部分频段牺牲了一些保守性(图1)。
这种应用与RG 1.60推荐的方法存在差异。
图1 RG 1.60导则中2/3水平谱与竖直谱的对比Fig .1 2/3ho rizo ntal spectrum comparedw ith ver tical spectrum of RG 1.601———竖向谱;2———2/3水平谱2 IAEA 推荐的用于其他核设施设计的地震反应谱2.1 其他核设施的特点除核电厂外,其他核设施具有以下特点:1)与核电厂相比,其项目投资相对有限,用于厂址勘察的费用并不充裕,因此,厂址调查的范围不可能像核电厂那么大;2)与常规设施相比,其他核设施中包含有放射性物质,对公众和环境具有潜在的威胁;3)其他核设施种类较多,涉及的范围较广,各种设施的安全特性相差较大。
由于其他核设施具有上述特点,在IAEA 2003年颁布的技术文件T ECDOC 1347“Con -side ra tion o f external events in the desig n of nuclear facilitie s o ther than nuclear pow er plants ,w ith emphasis o n earthquakes ”[3]中,推荐采用保守与简化的方法进行其他核设施的抗震设计,从而使设计达到经济性与安全性的统一。
623增刊 潘 蓉:核设施的设计地震反应谱2.2 其他核设施的抗震设计方法考虑到其他核设施种类的多样性,对其抗震设计设防标准进行统一的规定存在一定的困难。
因此,在该技术文件中,采用对设施分级、物项分类的方法确定其抗震设计设防要求。
具体分级设计过程包括:1)依据设施的放射性储量进行设施风险分级;2)根据设施中具体物项在安全上的重要性,对物项进行“抗外部事件分类”;3)依据以上划分的设施风险等级和物项的抗外部事件分类确定物项的设计等级,最终对不同的设计等级采用不同的抗震设防标准。
表1为设施分级、物项分类与设计分级的关系。
表1 设施分级、物项分类与设计分级的关系[3]Ta ble1 Relationship among facility classes,item categories and design classes[3]抗外部事件分类设施风险设计级别选择高(1级)中(2级)低(3级)常规(4级)1类设计1级设计2级设计3级设计4级2类设计2级设计3级设计3级设计4级3类设计4级设计4级设计4级设计4级物项的设计等级为4级:设计1级的物项按核电厂的设计标准进行设计;设计4级的物项按民用抗震规范进行设计;设计2、3级物项按技术文件提出的设计要求采用不同的延性系数进行设计。
核设施中物项的设计等级确定后,其设计中考虑的地震水平即可确定。
1、2、3、4级设计等级考虑的地震事件平均超越概率分别为1×10-4、5×10-4、1×10-3、2×10-3。
2.3 其他核设施设计反应谱的提出设计等级为1级的核设施,其设计基准地震依据核电厂选址中的相应要求予以确定(表2)。
TECDOC1347中推荐了用于2级及2级以下核设施的设计基准评价要求。
对于设计反应谱的确定提出了3种可供选择的方法:1)基于仪器资料的厂址特定设计反应谱;2)基于历史地震活动的设计反应谱;3)缺乏上述两种数据时,技术文件推荐了1组对应于不同烈度和地基情况的标准设计反应谱。
下面着重研究此标准反应谱的特性,并与相应的RG1.60反应谱进行对比。
其他核设施标准设计反应谱引用的是日本“高压石油天然气生产设施抗震设计规范”中的设计反应谱,该规范由东京大学地震研究中心于1981年编制。
据负责编制工作的专家介绍,在该规范编制的同时,地震研究中心也参与了日本“建筑物设计规范”的审查。
“建筑物设计规范”中的设计反应谱是基于日本建设省咨询委员会的研究成果提出的,主要用于除高层建筑以外的普通建筑物。
东京大学地震研究中心将该反应谱引用于“高压石油气生产设施抗震设计规范”并作了局部调整。
在1991年出版的JEAG4601“核电厂抗震设计技术指南”中,对于核电厂B、C级设施的设计,引用了“高压石油气生产设施抗震设计规范”的部分内容。
即该设计反应谱在日本也用于核电厂B、C级设施的抗震设计。
2.4 其他核设施设计反应谱的形状技术文件推荐的设计反应谱是针对3种地震烈度水平和3种场地土情况提出的水平地震反应谱。
烈度水平1对应于小于8度的情况;烈度水平2对应于大于等于8度小于9度的情况;烈度水平3对应于大于等于9度的情况(表2)。
场地土情况依据剪切波速划分,具体情况列于表3。