核电厂抗震设计中的两个问题及厂房结构地震易损性研究

摘要

近年来世界各地特大地震频发,尤其是2011年3月11日日本本州东海岸附近海域的9.0级特大地震,引发的海啸造成了福岛第一核电站严重的核泄漏事故,引起了全世界对于核电站安全问题的高度关注。美国和欧洲规范进一步明确了防范与缓解严重事故、提高安全可靠性和改善人因工程方面的要求。实际上,经过近20年的密集发展,全世界400多座核电站积累了8000多堆年的运行经验,以此为基础提出了满足第二代标准的第3代核电站。而我国《核电厂抗震设计规范》(GB50267-97)由于编制时间较早,且当时我国核电厂抗震经验不多,所参考的国内外法规和规范均有了较大的变化,因此,借鉴国内外先进经验,对我国《核电厂抗震设计规范》中存在的问题进行深入研究非常必要。
　　本研究主要内容包括：⑴在查阅大量国内外文献的基础上,总结并简要评述了核电厂超基准地震的评价方法,概述了目前研究中还存在的一些问题。⑵针对我国《核电厂抗震设计规范》(GB50267-97)、法国规范RCC-M(2000+2002补遗版)及美国标准ASME(2007版)中有关核安全2级的承压管道的抗震规定进行了比较,总结出各规范的侧重点及相对保守程度,并用算例加以验证。研究给出了GB中标准谱修正建议值及一次应力指数B1的建议值。⑶针对我国《核电厂抗震设计规范》(GB50267-97)、法国规范RCC-G88及美国标准ASCE4-98中有关土-结相互作用的阻抗函数进行了比较,拟合了GB和ASCE4-98中阻抗函数的常数公式,拟合RCC-G无量纲刚度及阻尼系数公式,分析对比了各规范的相对保守程度,并用算例加以验证。给出了GB中矩形底板等效半径建议公式。⑷基于试验结果,对钢筋混凝土结构的动荷载下本构模型参数进行了修正,对比了静力弹塑性分析方法和动力时程非线性分析方法的优缺点。在此基础上,分别以核电厂燃料厂房和柴油发电机厂房结构为例,应用动力时程非线性分析方法,分析了三维核电厂结构的易损性,分别给出了基于加速度参数的核电厂燃料厂房和柴油发电机厂房结构易损性曲线。

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第一章 绪 论

1.1 研究背景

1.2 国内外规范发展现状

1.3 地震风险评价方法

1.4 研究意义

1.5 本文主要研究内容及安排

第二章 核电厂承压管道抗震设计不同规范对比

2.1 引言

2.2 地震动输入对比

2.3 核2级管道B级、D级评定准则对比

2.4 算 例

2.5 本章小结

第三章 基于不同规范的核电厂土-结相互作用阻抗函数分析比较

3.1 引言

3.2 地基阻抗函数计算方法对比

3.3 土-结相互作用中不确定性因素的考虑

3.4 直接计算方法的考虑

3.5 阻抗函数对比

3.6 本章小结

第四章 核电厂结构地震易损性分析

4.1 引言

4.2 核电厂超基准地震评价方法

4.3 易损性分析的概念

4.4 易损性分析方法

4.5 核电厂燃料厂房和柴油发电机厂房的易损性分析

第五章 结语

参考文献

致谢

作者简介

攻读博士学位期间发表的论文