東日本3?11大地震中福島核電事故引起公眾對核電廠在大震中安全性的廣泛關注。核電廠超設計基準地震動作用下的安全裕度研究將給出核電廠高置信低失效(HCLPF)的抗震能力,為我國核電發(fā)展決策部門提供參考,并有助于公眾對核能安全的認知。目前,關于核電廠抗震裕度評估方法的研究主要有NRC-SMA、EPRI-SMA和PSA-based SMA三種。NRC-SMA采用地震易損性方法(SFA)計算系統(tǒng)、構件及組件(SSC)的HCLPF值,后兩種方法則通過保守確定性失效方法(CDFM)進行評估。然而,SFA和CDFM均基于彈性分析,即使結合非彈性耗能因子考慮材料的非線性也難以準確評估核電廠抗震裕度。本文基于國內(nèi)外核電廠抗震裕度評估方法研究,以安全殼及某抗震Ⅰ類設備為研究對象開展工作并取得如下研究成果:1.選取國內(nèi)外四種典型核電廠設計譜,分別研究了其確定方法及過程,并分別作為審核地震動對比分析了我國現(xiàn)有某堆型安全殼抗震裕度評估結果,發(fā)現(xiàn)按我國規(guī)范反應譜進行安全殼評估抗震裕度偏低,建議我國核電廠進行抗震裕度分析時應選取既有大震強震記錄作為審核地震動。同時,對比分析了SFA和CDFM方法求解安全殼抗震裕度的結果,揭示了CDFM方法得到的抗震裕度可達到84%置信度。2.采用點估計方法,研究了設備支撐結構參數(shù)不確定性對結構樓層響應敏感性的影響,揭示了參數(shù)不確定系數(shù)取值大小與樓層譜敏感性強弱不具有對應關系。建議設備抗震裕度評估中應采用點估計方法綜合考慮結構參數(shù)不確定性對支承設備的影響。3.研究了規(guī)范中考慮參數(shù)不確定性的設備抗震時程分析方法在核電廠設備抗震裕度評估中的適用性。加速度反應譜比較結果表明規(guī)范方法在高、低頻區(qū)段保守,在中頻區(qū)段偏于不安全。建議應采用具有一定保證率的樓層響應參數(shù)對應時程曲線作為輸入進行設備抗震裕度評估。4.設計完成了核安全殼的內(nèi)部結構及屏蔽廠房地震模擬試驗,探討了考慮土-結構相互作用、不同地震動強度輸入樓層加速度響應在時域和頻域中的差異,給出了設備IDA分析中設備輸入增量與計算基巖頂面增量的修正關系。5.綜合考慮參數(shù)不確定性對樓層響應的影響,結合不同場地不同地震強度引起樓層響應的增量關系,選用極限載荷評定準則,提出了基于IDA易損性分析方法的某抗震Ⅰ類設備抗震裕度評估方法,并通過數(shù)值模擬給出某抗震Ⅰ類設備抗震裕度評估結果。
【學位單位】：中國地震局工程力學研究所
【學位級別】：博士
【學位年份】：2016
【中圖分類】：TM623
【部分圖文】：

中國大陸已建、在建、擬建核電站分布(截至2015.04.17)

核電廠不同抗震裕度方法流程對比

安全殼立面圖
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本文編號：2852048