一、秦山三期核电工程区域地震特征及场地地震波分析（论文文献综述）
梅润雨[1]（2020）在《核电厂房抗大型商用飞机撞击的计算模型与动力响应性能研究》文中认为核电是一种清洁能源,在解决电力危机、缓解空气污染、调整能源结构、拉动经济增长等方面发挥着重要作用。安全第一始终是核电可持续发展的重要基石。“9·11”事件与福岛核事故之后,核电工程结构的安全要求日益提升,极限承载能力日益受到关注,其中大型商用飞机撞击作为一种超设计基准事件被纳入到2020年新公布的GB/T51390《核电厂混凝土结构技术标准》。核电结构抗大型商用飞机撞击的评估方法与技术手段的可靠性,与先进的三代、四代核电技术的安全性紧密关联。国内外可供参考的系统性技术资料缺乏。相关领域研究受到核电主管部门与大型核电工程企业的高度重视。围绕三代、四代核电工程的实际需求,本论文主要从工程设计领域飞机撞击载荷曲线Riera模型的改进,强震区隔震措施对核电结构抗飞机撞击动力响应的影响,考虑结构-地基动力相互作用（SSI）因素的影响研究内陆非岩基条件下核电建筑物飞机撞击的分析方法与影响规律以及四代核电站具体建筑物结构形式的抗飞机撞击动力性能等方面开展了深入的系统性研究,丰富完善了核电厂房抗飞机撞击的技术手段与依据。具体的研究内容与成果简述如下:1.提出了能够计算飞机机身、机翼和引擎不同部位撞击力的修正Riera模型,可考虑机型、安全壳半径和飞机撞击角度的影响。Riera方法作为重要的计算飞机撞击荷载的方法,从提出之初只能针对平面刚性板的撞击问题到现在能够处理圆柱形安全壳的撞击问题,然而不能考虑飞机机身、机翼和引擎等不同部位撞击力相对总撞击力的贡献程度。飞机撞击角度的影响同样也面临相同的问题。针对飞机撞击圆柱形安全壳和倾斜撞击平面刚性靶板的问题,基于精细的空客A340-300和波音767-200ER飞机有限元模型,分析了安全壳半径和撞击角度对机身、机翼和引擎撞击力以及撞击力冲量的影响规律,以实时撞击力冲量为依据,引入撞击力总冲量降低率概念,总结飞机不同部位撞击力总冲量降低率随着安全壳半径以及撞击角度的变化规律,据此修正了 Riera模型。2.基于精细的CPR1000安全壳和某三代核电厂房模型,进行了隔震支座和飞机撞击耦合动力响应模拟分析。采用隔震技术的核电厂房,相当于在基础筏板底部布置柔弱隔震层。分析隔震支座对上部结构动力响应的影响规律可为隔震技术的应用提供可靠参考。进行具有隔震构造的核电建筑物和飞机撞击耦合动力响应模拟分析包含两方面内容:采用三种不同类型的飞机撞击荷载研究隔震支座的水平刚度对CPR1000安全壳动力响应的影响和通过模拟空客A340-300飞机以不同高度撞击具有隔震构造的某三代核电厂房的过程来分析有无采用隔震技术对三代核电厂房动力响应的影响。结果表明,布置在基础筏板下侧的柔弱隔震层削弱了固定地基对上部结构的约束作用,这将明显改变核电建筑物在飞机撞击作用下的动力响应。布置隔震支座不会明显影响核电建筑物在飞机撞击作用下的损伤破坏状态,应着重从位移响应和加速度响应来分析隔震支座的影响。另外在有些极端情况下,如果飞机撞击荷载超过了具有隔震构造核电建筑物的承载能力会使得核电建筑物的安全性面临严重的威胁。因而在进行隔震支座的设计时,需要综合考虑地震荷载和飞机撞击荷载的影响。3.考虑SSI效应的影响研究了某三代核电厂房在飞机撞击作用下动力响应的影响因素以及飞机撞击振动在地基区域的传播与消散规律。在未来内陆核电发展中,核电厂房必然面临建造在基础厂址条件较差的地基上,在进行飞机撞击分析时考虑SSI的影响是能够取得可靠分析结果的必备条件。飞机撞击产生的强烈振动经由地基传播甚至会影响到毗邻建筑物的安全运营。非岩基条件下,基础开挖与基础埋置是重要的考量因素,这将增加核电厂房基础同地基的接触,埋置深度对飞机撞击的影响如何目前尚缺乏相关的研究。针对以上工程需求,结合AP1000的5种标准场地,研究分析场地条件对某三代核电厂房在空客A340-300飞机撞击作用下的动力响应的影响规律和撞击振动在地基中的传播影响因素,分析了埋置深度和飞机撞击高度以及撞击方向对核电厂房振动响应的影响。结果表明,随着不同场地从硬到软的变化,位于基础筏板的结构和设备的振动响应会受到明显的影响,会削弱沿着地基向外传播的振动响应的高频成分能量和加速度峰值。撞击位置的不同包括不同的撞击方向和撞击高度会影响撞击振动传播的路径,对振动响应的影响不容忽视。埋置深度的提升增加了地基对上部结构的约束作用,会在一定程度上降低位于基础筏板上的设备和结构的振动响应。4.针对某四代核电厂房的精细化模型,研究圆柱形外墙,球形外墙和平面外墙等不同形状的外墙抵御飞机撞击的能力,分析不同配筋方案对核电厂房的损伤破坏变形的影响。针对某四代核电厂房精细模型进行了在空客A340-300飞机撞击作用下反应堆厂房和乏燃料厂房的动力响应的研究。从研究结果可以看出,球形穹顶外墙能够明显提高结构的抵御飞机撞击能力,对于平面外墙的设计应尽量避免内部连接的墙体之间有较长的跨度和楼板之间有较大的高度。另外,在重要厂房外侧设计防护结构,采用拉筋这样具有良好抗冲击性能的配筋方案以及增加配筋率均可以明显提升结构的抗飞机撞击能力。
隋翊[2]（2020）在《超设计基准荷载作用下核岛厂房动力响应特性的精细化研究》文中提出核电是我国经济与能源可持续发展战略中的重要一环,然而核电厂一旦发生核泄漏事故,其后果不堪设想,对人类生命安全及生存环境会造成灾难性影响。美国9.11事件及日本福岛核电事故后,各国更加重视核电厂在运行服役期内可能遭受的超设计基准事件的威胁。我国也相继出台相应的法律规范,要求核电厂必须考虑大型商用飞机的恶意撞击问题,同时在超设计基准自然灾害事件发生时必须提供适当的裕量。因此,研究超设计基准荷载作用下核岛厂房动力响应特性及损伤机理,探究相应的优化与加固措施是核电工程防灾减灾的重要内容。针对核电厂在全寿命周期内可能遭遇到的飞机恶意撞击及超设计基准地震等极端荷载,本文系统而详细地开展了大型商用飞机撞击核岛屏蔽厂房的损伤演化析,撞击过程中厂房内部结构的振动响应,覆盖层地基与桩基加固中核岛厂房的地震动力响应特性,超设计基准地震作用下的桩基破坏及加固措施等方面的研究工作,并得到了具有科学研究价值与实际工程应用意义的研究成果。本文的主要工作和创新如下:（1）在结合比例边界有限元方法（Scaled Boundary Finite Element Method,SBFEM）及八分树（Octree）网格离散技术的基础上,提出并验证了结构化网格与八分树网格组合粘接的精细化建模技术。组合粘接技术克服了原有方法在离散圆形结构与细长构件时的不足,进而建立了飞机撞击问题中包括反应堆厂房内部结构的计算模型,以及极端地震问题中核岛厂房-群桩-覆盖层地基的计算模型。结果表明,该技术具有极强的网格离散和计算能力,所建立的模型单元质高量少,且对模型修改有极高的适应性,与传统的前处理方案相比,效率可提高几十倍。（2）开展了屏蔽厂房在大型商用客机恶意撞击下的损伤演化分析。综合考虑了撞击区网格尺寸、撞击区形状、撞击高度、屏蔽厂房基础结构及土-结构相互作用（Soil-Structure Interaction,SSI）等因素的影响。结果表明,撞击区域采用飞机实际投影面积可以保证结构变形和塑性损伤演化的准确性,发现筒体与锥形穹顶交界处为不利的撞击位置,非岩性地基与岩性地基结果相差达到了 30%左右,不可忽略SSI效应对损伤结果的影响。（3）研究了在大型商用客机撞击过程中核岛厂房内部结构的振动响应规律。揭示了地基-结构相互作用在撞击过程中对核岛厂房内部结构动力响应的影响及原因,并结合相应的评价标准进行了安全评估。结果表明,分析AP1000核岛厂房内部结构响应时,必须要考虑地基与结构相互作用,同时厂房内部关键点处的加速度响应谱谱值超出相关建议的安全范围。（4）建议了地震作用下考虑不同地基类型和桩基效应的地基截取范。结合非线性地震波动输入方法,并充分考虑了 SSI效应,分别确定了岩性地基、覆盖层地基和桩基加固方案中地基的合理截断范围,并探究了地震作用下结构-地基相互作用及桩-土相互作用效应对核岛厂房动力响应的影响。结果表明,和现有规范相比增加地基分类,在满足工程计算精度的要求下显着减少了自由度数量,为使规范更加经济、高效提供了建议。（5）研究了核岛厂房-桩基-覆盖土层体系在地震激励下非线性动力响应特性。系统分析了桩单元类型、桩-土接触效应、不同地基深度、人工边界类型以及土体泊松比等因素对核岛厂房动力响应规律的影响。结果表明,桩-土接触非线性效应对桩基内力分布有显着的影响,覆盖层地基中竖向楼层谱随泊松比变化发生了显着的改变,桩基加固后,以嵌岩桩承受了主要的竖向荷载,动力响应对土体泊松比的变化不再敏感。（6）研究了超设计基准地震动作用下核岛厂房桩基的损伤破坏模式及机理。结合广义塑性模型考虑土的动力强非线性、塑性损伤模型模拟桩基的损伤破坏,实现了在超设计基准地震作用下桩基的损伤破坏演化过程的模拟,阐明了厂房楼层谱在桩基发生损伤破坏后的变化规律,并建议了针对性的抗震设计方案。研究表明,结果准确合理的描述了桩基在地震中的损伤破坏演化过程及规律,桩基在发生损伤破坏后楼层谱值峰值频率从较高段（3 Hz～4 Hz左右）移动到较低频段（1 Hz～2 Hz左右）,且峰值响应在较高频段下降而在较低频段增加。
李孟[3]（2020）在《华龙一号BIS-TMD结构抗震性能研究》文中进行了进一步梳理核能作为一种清洁的新兴能源,它可以有效地减小传统化石能源供应部门的压力,因此,我国近几年一直在大力发展核电产业。但由于地震引发的核电事故具有严重的社会危害性,本文以华龙一号核电站为研究对象,展开相关研究,力图提高核电站结构的抗震安全性。本文的研究内容主要分为如下部分:（1）以提高双层安全壳（内壳、外壳）核电站抗震减灾安全为目标,挖掘双层安全壳结构特点,保持“外壳抵御外部撞击事件,避免内壳出现撞击事故”的优点,提出“内壳采用基础隔震（BIS）和吸震（TMD）技术,避免核电站出现地震事故”的措施,形成“外安全壳出事,内安全壳无事;隔离地震作用,避免内壳出事”的核电站抗震减灾新概念。（2）以华龙一号核电站为研究对象,仅通过修改结构各部分之间的连接方式,提出并实现了BIS-TMD新型结构。本新型结构通过结构形式和功能的组合,采用适当放大次要构件的地震响应形成了减震机理可靠、减震效果显着、实施过程简单等优点,符合核电站特殊抗震要求,同时避免了水平地震引发的核电站事故的风险。（3）基于华龙一号核电站的简化分析模型以及有限元模型,进行BIS-TMD结构减震机理研究、影响参数分析、模态分析、时程分析、场地适用性分析,表明本新型结构具有良好的抗震性能。从传递函数的角度,得知本新型结构具有较宽的有效频带、最小的传递函数峰值,表明了本新型结构具有很好的减震效果。本文通过大量的实际地震波和核电人工波模拟结果可知,本新型结构相比传统结构更能满足核安全要求。
王海粟[4]（2019）在《特大断面小净距隧道爆破振动传播规律和分区研究》文中指出随着我国经济建设的高速发展,国家对交通基础设施建设的需求量不断增大。雨后春笋版出现的多车道城际高速公路急需建设大量的隧道工程,能保证车辆通行速度的特大断面小净距隧道得到了相当多的青睐。在采用钻爆法施工的特大断面小净距隧道建设过程中,后行洞爆破施工必然对先行洞的结构的爆破响应,影响到先行洞的结构安全性和稳定性。本文依托济南绕城高速南延线大岭隧道工程,采用现场监控量测和三维动力数值模拟等方法,对后行洞爆破施工时爆破地震波传播规律以及先行洞的爆破振动响应进行研究,并探讨了不同围岩参数和不同爆破设计参数对先行洞爆破振动的影响,并以主要影响因素为自变量提出了振速预测方程,提出了近接隧道爆破振动影响分区方法。主要研究内容如下:（1）建立特大断面小净距隧道爆破振动的数值分析模型,计算得到爆破地震波在围岩中的传播规律,并与萨道夫斯基经验公式进行对比,分析先行洞支护结构受力状态和振动速度的分布规律,可知迎爆侧的震动响应最为强烈,最危险部位位于掌子面前方510m处的迎爆侧边墙。（2）通过单一变量法对不同围岩参数的不同取值进行数值模拟分析,得知容重、弹性模量、粘聚力与爆破振动强度负相关,泊松比与爆破振动强度正相关,其中,弹性模量对爆破振动强度影响较大。（3）通过单一变量法对不同爆破设计参数的不同取值进行数值模拟分析,得知炸药爆速、装药密度、单次进尺与爆破振动强度正相关,其中炸药爆速和单次进尺对爆破振动强度影响极大,而升降压时间对爆破振动强度影响很小。（4）采用均匀设计法设计试验方案进行数值模拟,得到基于隧道净距、装药量、炸药爆速、围岩弹性模量四个参数的衬砌振速预测公式,提出爆破振动影响的振速分区阈值,并提出基于振速预测公式和分区阈值的爆破安全进行评估方法,今后可对类似工程进行爆破预测和设计指导。
罗勇[5]（2019）在《层状土场地条件下的核电厂房结构拟三维抗震安全分析》文中研究表明核电作为一种安全高效的能源,在满足能源需求、减少环境污染、促进经济发展等方面具有独特的优势。随着我国核电建设的不断发展,岩基等优良厂址正逐年减少,为加快核电厂建设,在土质场地条件上建造核电厂,已成为核电发展的当务之急。本研究课题以在层状土场地上某拟建内陆核电厂为研究对象,进行核电厂工程结构拟三维安全抗震数值分析的研究,在保持上部结构真三维精准模拟的基础上,基于对层状地基进行简化处理,提高非线性动力分析的计算效率,并结合通用有限元软件二次开发功能,实现层状土场地条件下拟三维动力计算时域模型的嵌入及地震响应分析。（1）层状土地基-结构拟三维动力相互作用分析模型的合理性及效率是抗震安全分析的关键技术问题。基于对上部核电厂房结构的精细化三维模拟,提出一种对层状地基的拟三维简化处理方法,从而提高核电厂房结构非线性动力分析的计算效率,其中,采用等效线性法描述近场层状土地基非线性特征,通过引入粘弹性人工边界模拟无限地基辐射阻尼效应及无限地基的弹性恢复性能,进而,在有限元框架内建立了层状地基条件下核电厂房结构拟三维地震响应分析模型。并结合典型算例验证了所建模型的可靠性与合理性。（2）可操作性与工程实用性是推进层状土场地条件下拟三维动力计算模型在工程应用中的必要条件。以大型通用有限元软件ANSYS为开发平台,基于层状土场地条件下拟三维动力响应分析模型,运用UPFs的二次开发特点,开发了拟三维动力计算模型所需的UserElem.f和UserXX.f子程序,完成了地基简化后能考虑平面外效应的动力计算的求解过程,并结合APDL实现了基于拟三维时域计算模型在ANSYS软件中的嵌入,建立了适用于层状土场地条件下的拟三维动力计算分析模型。最后通过典型算例,与真三维动力计算结果进行对比研究,验证了所开发的拟三维计算时域模型的准确性与可靠性。（3）在实际工程中被广泛应用是建立层状土场地条件下拟三维计算模型的最终目标。以本文研究成果为基础,针对某建立在层状土场地条件上拥有多台CPR1000百万千瓦级压水堆核电机组的内陆核电厂进行拟三维动力响应分析,同时考虑不同有效宽度对拟三维动力响应的影响。进而,就不同工况下核岛厂房结构典型部位的加速度反应谱、位移响应进行对比分析,并将楼层加速度反应谱与CPR1000设计谱进行了对比分析,研究结果对层状土场地条件下的核电厂房结构的抗震安全性分析具有指导与参考意义。
张朝弼[6]（2017）在《强震及失水事故下核电安全壳结构极限承载力研究》文中认为随着全球能源需求的不断增长,化石能源的日益枯竭,核电作为一种清洁、高效、环保、经济的能源方式,在全世界范围内得到了广泛的认可和大力建设。然而几次大的核电事故的发生让人们“谈核色变”,其中福岛核事故的发生更是引发了全世界范围内对核电结构安全性能的关注和重新审视。安全壳结构在设计时仅作为弹性结构设计,不涉及其材料非线性性能,然而地震动的不确定性以及设防烈度的提高,可能使其遭受超设计基准地震动,酿成不可估量的后果,考虑材料在非线性下的性能尤为重要。此外,失水事故亦是安全壳结构在运行过程中可能发生的灾害,造成放射性物质泄漏。研究核电站安全壳结构在地震及失水事故下的极限承载力,对于评价结构的安全性能具有重要意义。本文针对我国CPR1000核安全壳复杂配筋安全壳结构,建立了穹顶和筒身单元的预应力钢筋混凝土整体应力-应变曲线,确定了安全壳结构在远场和近场地震动下的容许破坏抗震承载力,揭示了结构在远场和近场地震动下的破坏机理;在地震时程分析的基础上,进行了震后失水事故承压性能分析,阐明了结构震后失水事故下的破坏过程,建立了承压性能与经历地震峰值加速度之间的分段函数关系;研究了结构在远场和近场地震动下的容许破坏抗震易损性和极限倒塌抗震易损性,提出了以震后承压值作为评价结构震后失水事故的标准,确定了结构的高性能低失效概率值,建立了失效概率与地震峰值加速度和保证率之间的函数关系。主要研究内容和结论如下:1)核安全壳结构配筋量大、配筋形式复杂,特别是穹顶斜向交叉预应力筋布置形式,给有限元分析带来了较大计算困难。分析了包含预应力筋和普通钢筋的穹顶和筒身单元,探讨了加载方向对单元受力性能的影响,得到了穹顶和筒身部分的整体应力-应变曲线,揭示了双轴加载比率变化对单元受力性能的影响,最后通过对相关试验的数值仿真和定性试验验证了分析方法的正确性,为进行安全壳结构复杂计算提供了简化模型。2)研究了核安全壳结构在设计基准地震动下的性能,揭示了远场和近场地震动下结构的破坏过程,明确了安全壳结构在远场和近场地震下的容许破坏抗震承载力。结果表明:当地震峰值加速度低于0.3g时,结构处于线弹性阶段,超过0.3g后结构进入非线性阶段。3)研究了安全壳结构发生失水事故时的极限承压能力,探明了结构的破坏机理;进行了结构在经历远场和近场地震后的承压分析,明确了结构在经历地震后发生失水事故的破坏过程,探明了震后承压能力随经历地震峰值加速度的衰减退化趋势,建立了震后承压能力与经历远场和近场地震的峰值加速度分段函数。4)对安全壳结构进行了远场和近场地震易损性分析,得到了结构在不同保证率下的地震破坏易损性曲线和倒塌易损性曲线,提出了以震后承压能力作为评判结构失水事故的标准,获得了结构的高性能低失效概率值,建立了结构失效概率与经历地震峰值加速度和保证率之间的函数关系。
王晓辉[7]（2017）在《非基岩场地核电厂地震反应试验与数值模拟分析》文中研究说明近年来我国核电厂建设包括选址、设计和建造都处于高速发展时期,在引进消化吸收美国AP1000技术的基础上,开发的具有自主知识产权的“升级版”CAP1400,大型先进压水堆和高温气冷堆也处于研究的攻攻关时期。新版AP1000作为标准化的商业核反应堆,其核岛设计总体上相对非常保守。由于考虑到在AP1000核电厂建设不断推进中,可候选的基岩场地越来越稀缺,新版AP1000将设计地基从基岩场地拓宽至土层场地,包括:基岩场地（HR）、硬质基岩场地（FR）、软岩石场地（SR）、风化岩石场地（SMS-UB）、坚硬土层场地（SMS）和软土场地（SS）等6类场地,各类场地参数是基于美国若干核电厂厂址调查后确定的。由于场地条件对地震动的传播有较强的影响,即场地条件对地震动有很强的放大和缩小的作用。随着AP1000和CAP1400标准设计核电厂结构的日益增加以及基岩厂址的稀缺,势必遇到选择非基岩厂址的情况,由此带来的一系列场地适应性问题,使得研究标准设计地震动参数对非基岩场地核电厂的适用性问题和非基岩场地设计地震动参数的确定成为必须,从而为进一步完善我国核电厂工程地震安全性评价以及抗震设计安全要求提供理论依据。土-结构动力相互作用是核电厂结构抗震设计与安全分析中需要考虑的重要影响因素之一。对于非基岩场地的地基土,由于结构物基础面的运动受到地基土-结构动力相互作用的影响,与自由场运动会有显着差别,因此在设计中必须考虑这一影响。为研究CAP1400核电厂结构在非基岩场地条件的适用性,本文对地基土-核电厂结构体系在地震荷载作用下的动力反应特性开展了较为系统的试验研究和数值模拟,获得了一些对实际工程有参考价值的结果。本文开展的主要研究工作及取得的研究成果如下:1、在总结国内外研制振动台试验模型土箱的基础上,研制了三维层状剪切模型箱,介绍了该模型箱结构设计安装过程和工作原理,并进行了自由场地振动台模型试验,采用“谱比法”进行评定和量化了三维层状剪切模型箱的边界效应。2、按照一致相似原理,考虑试验用振动台台面尺寸和容许最大的试验荷载,探讨了非基岩场地核岛结构振动台模拟试验方案和技术。主要包括核岛结构模型规模的确定及试验相似比设计、模型土和核岛结构模型的制作、模型材料性能测试、试验输入地震动的选择及加载制度、各类传感器的选择及布置等。3、开展了在不同强度地震动激励作用下地基土-核电厂结构体系地震反应的振动台模型试验,总结了核电厂结构耦合体系在不同方[向上地震反应规律,主要分析了模型地基、核电厂结构的加速度反应以及其应变,并分析了模型地基与核电厂结构间的动力相互作用,以及二者间接触面上的动土压力变化情况。4、进行了不同特性的地震动输入条件下非基岩场地核电厂结构耦合体系的三维地震反应特征分析。在模型场地和模型结构一致而输入地震动特性不同的条件下,对耦合体系进行动力反应分析得到结构响应加速度时程,然后通过傅里叶变换而得到的加速度反应谱,进而研究它们的特征及其与输入的地震动参数及结构特性之间的关系,为相关的研究及非基岩场地核电厂抗震设计提供基础和参考依据。5、进行了非基岩场地核电厂结构耦合体系地震动响应的数值模拟研究。采用大型有限元软件ABAQUS对CAP1400核岛结构进行建模,分析了非基岩场地条件下场地和结构动力特性。以AP1000设计反应谱人工地震动作为地震反应分析的输入地震动,进行时程分析。验证了在安全停堆地震动（SSE）情况下,非基岩场地核电厂在场地的适用性和结构抗震设计的安全性。
赵欣刚[8]（2016）在《型钢混凝土结构核电厂常规岛主厂房结构性能与地震反应分析》文中认为自2007年国家发布《核电中长期发展规划（2005-2020）》以来,我国的核电产业开始快速发展。依据“十三五”规划,到2020年中国核电的总规模将达到在运与在建共8800万千瓦的规模。核电厂是维持城市生存功能,对国计民生有重大影响的生命线工程,保障核电厂结构安全的重要性不言而喻。核电厂常规岛主厂房作为核电厂结构的重要组成部分,在整个核电厂的安全体系中占据重要地位。然而由于核电厂生产工艺的要求限制,设备种类繁多,运行参数复杂,导致常规岛主厂房结构整体布置不规则,空间整体性能较差,荷载传递路径不够明确。而现有的两种结构形式缺点明显,钢筋混凝土结构整体抗震性能差,存在较多的薄弱环节,结构安全储备偏低、耐久性不足,不宜在高烈度地区使用,同时框架梁、柱截面大,结构自重也大;钢结构刚度小、整体和局部稳定性差,造价高,耐火性能差,且目前核电站主要建在海边,钢结构的耐腐蚀性能也较差。针对以上问题,需要为核电厂常规岛主厂房探索一种具有优良的抗震性能、能够在高烈度区采用,造价相对低且后期维护费用少的新型结构体系。本文通过收集、查阅相关资料及前期计算,提出了型钢混凝土结构核电厂常规岛主厂房的结构形式,建立了结构的SAP2000有限元分析模型,并对此种结构进行了动力特性与地震反应分析,具体内容如下:（1）在调查研究的基础上,确定了结构的具体结构形式、柱网布置和构件尺寸,建立了SRC结构核电厂常规岛主厂房SAP2000有限元计算模型,对结构进行了动力特性分析,得到结构的基本周期、周期比、振型与频率等;（2）分别对结构进行了单、双向地震作用下的反应谱分析,并对两种地震作用下得到的结构位移和受力特点做了对比分析,得出了结构的薄弱部位,提出了应采用双向地震作用下反应谱分析进行反应谱分析的设计建议;（3）选取了EL-Centro波、Taft波和SL-2波三条地震波对结构进行了弹性时程计算分析,得出了结构各层的侧向位移和层间位移角,并将单条地震波作用下时程反应的基底剪力、三条地震波的时程反应基底剪力均值与反应谱分析的基底剪力进行了对比;（4）对现有模型进行了Pushover分析,得出了结构的最大基底剪力、基底剪力-顶点位移曲线以及塑性铰的发展顺序,对比分析了两种加载模式下结构的Pushover分析结果,为结构设计提供了有益的参考。研究结果表明,型钢混凝土结构核电厂常规岛主厂房具有较好的抗震性能。相关研究内容可以为核电厂常规岛主厂房及同类结构的设计提供理论依据,同时,也可以为完善相关规范提供基础资料。
王继东[9]（2014）在《层状土场地条件下核电厂抗震数值分析模型及应用研究》文中研究表明随着国家重提“加快核电发展”的能源战略,核电在我国调整能源结构、实施节能减排中的重要作用日益显现。鉴于核电岩基等优质的场地条件日益稀缺以及内陆核电发展的需要,积极开展非岩性地基条件下核电厂房的地震适应性分析有着重要的工程意义。本文以某核电工程在200米深覆盖土地基条件下兴建CPR1000百万千瓦级核电站的适应性为背景,开展土基条件下核反应厂房的抗震数值分析模型的研究,其中考虑土体动力非线性特性,改进了实现方式,并基于大型通用软件ANSYS的二次开发平台,开展了非岩性成层天然场地的非线性动力分析,并建立土-结构相互作用模型的阻抗子结构法进行了楼层反应谱的动力响应分析。具体内容如下：（1）依据邓肯-张（Duncan-Chang）非线性弹性地基模型,基于ANSYS的APDL二次开发,编制了计算机仿真分析程序。考虑了施工逐级加载的过程,能动态修改岩土特性参数,进行岩土地基的非线性计算,并讨论了在非线性有限元分析时存在的问题和修正的方法,通过实验模拟对比分析验证了该模型的正确性,为非岩性地基的地震工况分析提供了初始土体参数和初始静力场。（2）总结了国内外土层地基地震响应分析方法的研究现状,简要介绍了工程上广泛应用的等价线性法的基本原理,分析了其优、缺点,简述了其最新进展。通过结合一维剪切谐波传播和等价线性法理论,基于编制了水平成层覆盖土场地地震响应分析的频域计算程序。通过与国内外普遍采用了SHAKE91程序的对比,证明了该程序的正确性,加深了对等价线性法的理解。（3）简要介绍了现行国内外等价线性法分析软件的发展现状,综合考虑各分析软件的优势和不足,基于ANSYS通用软件提出了一种更适于地震荷载特点的改进的等价线性法时域计算模型。这一模型中,解决了材料阻尼定义模糊的问题,以地震的起震、强震、衰减三段区分考虑了地基参数在地震历程中的变化,研究了其对精度的影响。通过shake91、GEODYNA和ANSYS的多模型对比分析,验证了该等价线性法模型的正确性。基于ANSYS的重叠单元、生死单元和重启动技术考虑了地震能量随时间历程的不平稳性,解决了传统等价线性法获得的剪切模量偏低而阻尼比偏高,使得土体人为的过度软化的问题,使计算结果更加合理准确。（4）在此基础上采用阻抗子结构法建立了楼层谱的动力计算模型,揭示了非岩性成层土地基对核电厂结构动力响应的影响。其中,兼容ANSYS的动力后处理模式,以差分法由位移获得速度、加速度响应时程。通过GEODYNA软件的结果对比分析,验证了该方法在非岩性地基条件下核电厂地震分析的适应性。
白文婷[10]（2013）在《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》文中研究说明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。本文在对中、法、美主要技术标准中有关抗震设计规定的几个问题进行对比研究的基础上,提出了对我国规范修订的具体建议,主要工作如下：1.在查阅了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。2.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。3.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-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。4.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。
二、秦山三期核电工程区域地震特征及场地地震波分析（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
三、秦山三期核电工程区域地震特征及场地地震波分析（论文提纲范文）
（1）核电厂房抗大型商用飞机撞击的计算模型与动力响应性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号表 |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.1.1 国内外核电发展概况 |
| 1.1.2 核电站承受飞机撞击的威胁 |
| 1.2 国内外相关工作研究进展 |
| 1.2.1 飞机撞击荷载时程曲线 |
| 1.2.2 飞机撞击下核电厂房的整体效应和局部效应 |
| 1.2.3 飞机撞击引起的振动效应和火灾效应 |
| 1.2.4 小节 |
| 1.3 本文主要研究思路和内容 |
| 2 基于Riera模型分析安全壳半径和飞机撞击角度对飞机机身、机翼和引擎撞击力的影响 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 飞机有限元模型 |
| 2.2.1 空客A340-300飞机 |
| 2.2.2 波音767-200ER飞机 |
| 2.3 飞机材料参数的选取 |
| 2.4 飞机有限元模型的验证 |
| 2.5 安全壳半径对撞击力的影响 |
| 2.6 撞击角度对撞击力的影响 |
| 2.7 本章小结 |
| 3 具有隔震构造的核电安全壳在飞机撞击作用下的动力响应分析 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 CPR1000安全壳 |
| 3.2.1 CPR1000安全壳模型的建立 |
| 3.2.2 混凝土本构模型 |
| 3.2.3 金属本构模型 |
| 3.2.4 CPR1000模型的验证 |
| 3.3 隔震支座 |
| 3.4 飞机撞击荷载时程曲线 |
| 3.5 安全壳在飞机撞击作用下的数值分析结果 |
| 3.5.1 安全壳塑性区域分布 |
| 3.5.2 安全壳位移响应分析 |
| 3.5.3 安全壳振动响应分析 |
| 3.6 本章小结 |
| 4 具有隔震构造的某三代核电厂房在大型商用飞机撞击作用下的动力响应分析 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 核电站有限元模型 |
| 4.2.1 混凝土本构模型和钢板本构模型的选取 |
| 4.2.2 核电厂房模型的验证 |
| 4.3 隔震支座的选取 |
| 4.4 数值分析结果 |
| 4.4.1 核电厂房损伤区域分布 |
| 4.4.2 核电厂房位移响应分析 |
| 4.4.3 核电厂房加速度响应分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 5 考虑SSI效应的某三代核电厂房在飞机撞击作用下的动力响应的分析 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 某三代核电厂房和地基有限元模型 |
| 5.2.1 某三代核电厂房有限元模型 |
| 5.2.2 地基有限元模型 |
| 5.3 数值分析结果 |
| 5.3.1 核电厂房振动响应的分析 |
| 5.3.2 地基中振动响应的分析 |
| 5.3.3 基础埋置对核电厂房振动响应的影响 |
| 5.3.4 撞击方向对核电厂房振动响应的影响 |
| 5.3.5 撞击高度对核电厂房振动响应的影响 |
| 5.4 本章小结 |
| 6 某四代核电厂房抗大型商用飞机撞击性能的研究 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 核电厂房有限元模型 |
| 6.2.1 核电厂房钢筋布置方案 |
| 6.2.2 混凝土本构参数的选取 |
| 6.2.3 核岛厂房网格敏感性分析 |
| 6.3 核岛厂房抗飞机撞击动力响应分析 |
| 6.3.1 飞机撞击角度对核岛厂房动力响应的影响 |
| 6.3.2 拉筋对核岛厂房抗飞机撞击性能的影响 |
| 6.3.3 空冷塔结构对核岛厂房抗飞机撞击性能的影响 |
| 6.3.4 穹顶结构抗飞机撞击性能的研究 |
| 6.4 乏燃料厂房抗飞机撞击动力响应的比较分析 |
| 6.4.1 不同撞击位置对乏燃料厂房动力响应的影响 |
| 6.4.2 不同配筋方案对乏燃料厂房抗飞机撞击性能的影响 |
| 6.5 本章小结 |
| 7 结论与展望 |
| 7.1 结论 |
| 7.2 创新点 |
| 7.3 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间科研项目及科研成果 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（2）超设计基准荷载作用下核岛厂房动力响应特性的精细化研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号表 |
| 1. 绪论 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.1.1 核电工业发展历程 |
| 1.1.2 超设计基准事件 |
| 1.2 国内外相关研究进展 |
| 1.2.1 核电工业精细化研究的发展趋势 |
| 1.2.2 大型商用飞机撞击核电厂的研究进展 |
| 1.2.3 核电厂抗震分析的研究进展 |
| 1.3 本文主要研究思路与研究工作 |
| 2. 高效的跨尺度精细化建模方法 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 AP1000核电厂 |
| 2.3 基于比例边界有限元(SBFEM)的跨尺度离散方法 |
| 2.3.1 弹性静态控制方程 |
| 2.3.2 几何边界的比例变换 |
| 2.3.3 径向节点位移函数 |
| 2.3.4 基于多面体的比例边界的形函数 |
| 2.3.5 八分树(Octree)网格离散技术 |
| 2.4 基于SBFEM-Octree方法的计算模型 |
| 2.4.1 计算模型的建立过程 |
| 2.4.2 计算软件 |
| 2.4.3 算例验证 |
| 2.5 结构化网格与八分树网格组合的建模方法 |
| 2.5.1 现有的八分树离散方法的不足 |
| 2.5.2 组合的建模方法的实现路线 |
| 2.5.3 算例验证 |
| 2.6 基于组合建模方法下飞机撞击问题中的计算模型 |
| 2.6.1 外部屏蔽厂房采用结构化网格离散 |
| 2.6.2 内部结构采用八分树网格离散 |
| 2.7 基于组合建模方法下桩基加固方案中的计算模型 |
| 2.7.1 增加核岛厂房内部结构及桩基础的计算模型 |
| 2.7.2 桩基础与周围土体的跨尺度连接 |
| 2.8 本章小结 |
| 3. 大型商用飞机撞击核电厂的损伤演化分析 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 计算模型及相关参数 |
| 3.2.1 AP1000核岛厂房的计算模型及材料参数 |
| 3.2.2 飞机荷载时程曲线 |
| 3.3 撞击区域面积形状的确定 |
| 3.3.1 传统撞击区域形状的研究方法 |
| 3.3.2 撞击后的损伤结果的对比分析 |
| 3.4 不同区域单元密度的分析研究 |
| 3.4.1 撞击区的单元密度 |
| 3.4.2 过渡区的单元密度 |
| 3.5 核岛厂房结构的精细化对损伤结果的影响 |
| 3.5.1 AP1000核岛厂房的基础结构 |
| 3.5.2 基础效应对损伤分布的影响 |
| 3.6 不同撞击高度的损伤结果 |
| 3.6.1 不同撞击高度的计算模型 |
| 3.6.2 不同撞击高度的损伤特征与分布结果 |
| 3.7 考虑土-结构相互作用(SSI效应) |
| 3.7.1 不同厂址建设的需要 |
| 3.7.2 非岩性厂址条件下损伤结果 |
| 3.8 本章小结 |
| 4. 核电厂内部重要结构在飞机撞击过程中的动力响应分析 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 计算模型 |
| 4.2.1 核岛辅助厂房 |
| 4.2.2 增加内部结构的核岛厂房计算模型 |
| 4.3 飞机对核岛辅助厂房的撞击研究 |
| 4.3.1 里拉(Riera)曲线的撞击结果 |
| 4.3.2 弹-靶耦合分析中的撞击曲线 |
| 4.4 反应堆厂房内部结构在撞击过程中的响应 |
| 4.4.1 选取内部结构的观测点 |
| 4.4.2 各观测点楼层反应谱结果 |
| 4.5 SSI效应对反应堆厂房内部结构响应的影响 |
| 4.5.1 增加地基后的整体计算模型 |
| 4.5.2 SSI效应对内部结构响应的重要性 |
| 4.6 本章小结 |
| 5. 地震作用下核岛厂房与地基的相互作用 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 核岛厂房计算模型 |
| 5.3 波动输入方法简介 |
| 5.3.1 地震动等效节点荷载 |
| 5.3.2 非线性耦联人工边界 |
| 5.3.3 非线性地震波动输入方法 |
| 5.4 岩性地基条件下核岛厂房的抗震分析 |
| 5.4.1 核岛厂房刚性地基的响应结果 |
| 5.4.2 岩性地基条件下的合理的截断范围 |
| 5.4.3 考虑土-结构相互作用(SSI)对结果的影响 |
| 5.5 覆盖层地基条件下核岛厂房的抗震分析 |
| 5.5.1 覆盖层地基上核岛厂房的计算模型及材料参数 |
| 5.5.2 覆盖层厂址条件下地基的合理截断范围 |
| 5.5.3 覆盖层地基对核岛厂房的动力响应影响 |
| 5.6 桩基加固后核岛厂房动力响应的研究 |
| 5.6.1 桩基加固方案 |
| 5.6.2 桩基加固后地基合理的截断范围 |
| 5.6.3 桩基加固后对核岛厂房动力响应的影响 |
| 5.7 本章小结 |
| 6. 地震作用下桩-土相互作用特性的分析研究 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 采用不同单元类型模拟桩基础 |
| 6.2.1 梁单元模拟桩基的计算模型 |
| 6.2.2 计算结果的对比分析 |
| 6.3 桩-土接触面的存在与否的影响 |
| 6.3.1 桩-土接触面 |
| 6.3.2 桩-土接触面效应对结果的影响 |
| 6.4 土体泊松比对动力响应结果的影响 |
| 6.4.1 泊松比的潜在影响 |
| 6.4.2 不同工况结果的对比分析 |
| 6.5 不同地基高度对结果的影响 |
| 6.5.1 不同地基高度的计算模型 |
| 6.5.2 计算结果的对比分析 |
| 6.6 本章小结 |
| 7. 超设计基准地震作用下桩基的损伤分析及加固方案 |
| 7.1 引言 |
| 7.2 超设计基准地震动 |
| 7.3 材料模型与参数 |
| 7.3.1 广义塑性模型 |
| 7.3.2 混凝土塑性损伤模型 |
| 7.3.3 桩-土接触面模型 |
| 7.4 超设计地震作用下的动力响应 |
| 7.4.1 原状土覆盖层地基 |
| 7.4.2 桩基加固方案 |
| 7.5 考虑桩基破坏效应后的动力响应 |
| 7.5.1 地震作用下桩基的损伤情况 |
| 7.5.2 考虑损伤效果后对动力响应的影响 |
| 7.6 针对性的桩基加固方案 |
| 7.6.1 加固方案的制定 |
| 7.6.2 加固后的计算结果 |
| 7.7 本章小结 |
| 8. 结论与展望 |
| 8.1 结论 |
| 8.2 创新点 |
| 8.3 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间科研项目及科研成果 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（3）华龙一号BIS-TMD结构抗震性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 核电站抗震隔震的研究现状 |
| 1.2.2 TMD及 BIS-TMD隔震减震方面的研究现状 |
| 1.3 本文研究内容 |
| 第2章 华龙一号核电站特殊抗震要求及其BIS-TMD结构 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 华龙一号核电站减震理论 |
| 2.2.1 基础隔震基本理论 |
| 2.2.2 TMD减震工作原理 |
| 2.2.3 BIS-TMD混合减震原理 |
| 2.3 华龙一号核电站的隔震减震设计理念 |
| 2.3.1 华龙一号工程概况及结构特点 |
| 2.3.2 华龙一号核电站特殊抗震要求 |
| 2.3.3 华龙一号新型BIS-TMD结构概念 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 华龙一号核电站简化分析模型 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 结构动力特性的实用简化计算方法 |
| 3.2.1 瑞雷法 |
| 3.2.2 利兹法 |
| 3.2.3 集中质量法 |
| 3.3 华龙一号BIS-TMD结构简化及参数确定 |
| 3.3.1 简化分析模型 |
| 3.3.2 简化分析模型的参数确定 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 BIS-TMD结构减震机理与影响参数分析 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 BIS-TMD结构减震机理 |
| 4.2.1 结构动力方程 |
| 4.2.2 BIS-TMD结构的减震机理研究 |
| 4.3 采用能量法进行结构参数优化 |
| 4.3.1 地震激励模型与系统响应 |
| 4.3.2 能量平衡方程 |
| 4.3.3 TMD隔震层结构参数优化 |
| 4.4 BIS-TMD结构的减震效果 |
| 4.4.1 地震波的选取及调整 |
| 4.4.2 在核电站人工地震波作用下的减震效果分析 |
| 4.4.3 在实际记录地震波作用下的减震效果分析 |
| 4.5 影响参数分析 |
| 4.5.1 基础隔震层阻尼比和刚度的影响 |
| 4.5.2 TMD隔震层阻尼比和刚度的影响 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 BIS-TMD结构地震响应与场地适用性分析 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 BIS-TMD结构有限元模拟 |
| 5.2.1 隔震支座介绍 |
| 5.2.2 隔震支座设计 |
| 5.2.3 有限元模型的建立 |
| 5.3 BIS-TMD结构有限元模态分析 |
| 5.3.1 模态分析基本理论 |
| 5.3.2 模态分析结果 |
| 5.4 BIS-TMD结构有限元时程分析 |
| 5.4.1 时程分析基本理论 |
| 5.4.2 位移响应分析 |
| 5.4.3 加速度响应分析 |
| 5.4.4 基底剪力响应分析 |
| 5.4.5 反应谱分析 |
| 5.5 场地适用性分析 |
| 5.6 简化分析模型与有限元模型减震效果分析 |
| 5.7 本章小节 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文和取得的科研成果 |
| 致谢 |
（4）特大断面小净距隧道爆破振动传播规律和分区研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 特大断面小净距隧道设计研究现状 |
| 1.2.2 爆破地震波在岩体内的传播规律研究现状 |
| 1.2.3 隧道爆破动力特性和结构动力响应研究现状 |
| 1.2.4 隧道爆破振动影响分区判据及安全判据 |
| 1.3 主要研究内容和技术路线 |
| 1.3.1 主要研究内容与方法 |
| 1.3.2 研究技术路线 |
| 第二章 爆破振动传播机理与结构安全判据研究 |
| 2.1 爆破地震波的传播与岩体损伤区域分类 |
| 2.2 爆破振动安全判据研究现状 |
| 2.2.1 以加速度为判别依据 |
| 2.2.2 以振动速度作为判别依据 |
| 2.2.3 以频率—振速双因素作为判别依据 |
| 2.3 本章小结 |
| 第三章 小净距隧道爆破振动及结构响应研究 |
| 3.1 动力数值模拟软件及其算法 |
| 3.1.1 有限差分软件FLAC3D动力计算简介 |
| 3.1.2 爆破模拟算法 |
| 3.1.3 爆破荷载的类型与实现 |
| 3.1.4 爆破模拟边界条件 |
| 3.2 现场监控数据及分析 |
| 3.2.1 工程概况 |
| 3.2.2 测试设备的选取 |
| 3.2.3 监测数据分析 |
| 3.3 数值模拟及其结果分析 |
| 3.3.1 模型网格 |
| 3.3.2 计算参数 |
| 3.3.3 计算结果分析 |
| 3.4 本章小结 |
| 第四章 小净距隧道爆破振动影响因素研究 |
| 4.1 隧道爆破响应影响因素研究 |
| 4.2 不同围岩参数的影响 |
| 4.2.1 围岩容重对爆破响应的影响 |
| 4.2.2 围岩动弹性模量对爆破响应的影响 |
| 4.2.3 围岩泊松比对爆破响应的影响 |
| 4.2.4 围岩粘聚力对爆破响应的影响 |
| 4.3 不同爆破设计参数的影响 |
| 4.3.1 炸药爆速对爆破响应的影响 |
| 4.3.2 炸药升降压时间对爆破响应的影响 |
| 4.3.3 装药密度对爆破响应的影响 |
| 4.3.4 单次爆破进尺对爆破响应的影响 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 小净距隧道爆破振速预测与影响分区研究 |
| 5.1 均匀设计法及均匀设计表的应用 |
| 5.2 爆破振动影响因素函数量化与振速预测 |
| 5.2.1 影响因素均匀设计试验方案 |
| 5.2.2 影响因素均匀设计数值试验结果 |
| 5.2.3 影响因素多元回归方程拟合 |
| 5.3 隧道爆破振动影响分区 |
| 5.3.1 分区标准与方法 |
| 5.3.2 分区方法的应用 |
| 5.4 本章小结 |
| 总结与展望 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文及科研成果 |
（5）层状土场地条件下的核电厂房结构拟三维抗震安全分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外核电发展概况 |
| 1.3 核电厂房结构地震响应分析研究综述 |
| 1.4 国内外研究现状 |
| 1.4.1 土-结构相互作用的研究进展 |
| 1.4.2 层状地基求解的发展 |
| 1.4.3 土体非线性研究现状 |
| 1.4.4 通用有限元软件ANSYS及二次开发现状 |
| 1.5 论文主要研究内容 |
| 2 层状土地基-结构拟三维动力相互作用分析模型 |
| 2.1 基本原理 |
| 2.1.1 层状地基的运动方程 |
| 2.1.2 二维粘弹性边界理论 |
| 2.1.3 等效荷载波动输入方法 |
| 2.1.4 等效线性法基本理论 |
| 2.2 拟三维动力相互作用分析模型的建立 |
| 2.2.1 等价线性法模型 |
| 2.2.2 土-结构相互作用模型 |
| 2.3 算例验证 |
| 2.3.1 均质半空间二维自由场算例 |
| 2.3.2 层状均质半空间二维自由场算例 |
| 2.3.3 地震动输入验证 |
| 2.3.4 非均质土质地基条件下核反应推厂房结构拟三维算例 |
| 2.4 本章小结 |
| 3 基于ANSYS平台的层状土条件下拟三维数值模型的研发 |
| 3.1 概述 |
| 3.2 拟三维简化模型的建立 |
| 3.3 ANSYS二次开发功能及用户版本ANSYS的启动 |
| 3.3.1 ANSYS二次开发工具简介 |
| 3.3.2 基于UPFs二次开发的关键技术 |
| 3.4 拟三维动力计算模型在ANSYS中的实现 |
| 3.4.1 二维粘弹性边界单元的二次开发流程及嵌入 |
| 3.4.2 等价线性法单元的二次开发流程及嵌入 |
| 3.5 数值验证 |
| 3.5.1 计算模型 |
| 3.5.2 地震动的输入 |
| 3.5.3 工况的计算 |
| 3.5.4 计算结果分析及对比 |
| 3.6 本章小结 |
| 4 拟三维抗震分析平台的工程应用 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 楼层加速度反应谱 |
| 4.3 算例验证 |
| 4.3.1 CPR1000 反应堆厂房简述 |
| 4.3.2 计算模型及参数选取 |
| 4.3.3 地震动的输入 |
| 4.3.4 计算结果对比分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 5 结论与展望 |
| 5.1 主要结论 |
| 5.2 研究工作展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表学术论文情况 |
| 致谢 |
（6）强震及失水事故下核电安全壳结构极限承载力研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 主要符号表 |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 安全壳失水事故研究现状 |
| 1.2.2 核电结构抗震研究现状 |
| 1.2.3 核电抗冲击性能研究现状 |
| 1.3 本文的主要研究内容 |
| 2 CPR1000安全壳复杂配筋结构钢筋混凝土整体力学性能分析 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 安全壳模型介绍 |
| 2.3 材料介绍 |
| 2.3.1 混凝土塑性损伤模型 |
| 2.3.2 钢筋材料应力-应变曲线 |
| 2.3.3 预应力材料 |
| 2.4 有限元方法验证 |
| 2.4.1 单轴受拉构件 |
| 2.4.2 钢筋混凝土受压柱 |
| 2.4.3 预应力钢筋混凝土弯曲梁模拟 |
| 2.4.4 双向受拉板 |
| 2.5 筒身钢筋和预应力筋作用的整体力学模型研究 |
| 2.5.1 环向单轴应力-应变曲线 |
| 2.5.2 竖向单轴应力-应变曲线 |
| 2.5.3 环向和竖向对比 |
| 2.6 穹顶钢筋和预应力筋作用的整体力学模型研究 |
| 2.6.1 纬向单轴应力-应变曲线 |
| 2.6.2 经向单轴应力-应变曲线 |
| 2.6.3 纬向和经向曲线对比 |
| 2.7 安全壳结构双向受力下单元承载力分析 |
| 2.7.1 筒身双轴受力性能 |
| 2.7.2 穹顶双轴受力性能 |
| 2.8 试验验证 |
| 2.8.1 试验材料 |
| 2.8.2 试验结果对比 |
| 2.9 本章小结 |
| 3 CPR1000安全壳结构极限抗震承载力及性能分析 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 有限元模型 |
| 3.3 模态分析 |
| 3.4 阻尼值的确定 |
| 3.5 地震波选取 |
| 3.5.1 选择地震波 |
| 3.5.2 地震波调整 |
| 3.6 动力时程分析 |
| 3.7 远场地震动结果分析 |
| 3.7.1 安全停堆地震时结构性能分析 |
| 3.7.2 安全壳极限地震承载力性能分析 |
| 3.8 近场地震下结构极限承载力性能分析 |
| 3.8.1 近场地震的特点 |
| 3.8.2 近场地震动分析 |
| 3.9 本章小结 |
| 4 安全壳结构震后失水事故极限承载力性能分析 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 无地震时结构极限承压性能分析 |
| 4.2.1 安全壳极限承压性能分析 |
| 4.2.2 同相关研究结果对比 |
| 4.3 远场地震震后失水事故分析 |
| 4.4 远场地震震后承压性能衰减趋势 |
| 4.5 近场地震震后失水事故分析 |
| 4.6 近场地震震后承压性能衰减趋势 |
| 4.7 本章小结 |
| 5 安全壳结构地震及震后承压易损性分析 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 地震安全评价方法 |
| 5.2.1 抗震易损性分析方法 |
| 5.2.2 确定性失效裕度分析方法 |
| 5.3 地震动数据的选取与处理 |
| 5.4 基于远场地震动的抗震易损性分析 |
| 5.4.1 基于破坏剪切变形角的易损性 |
| 5.4.2 基于倒塌剪切变形角的易损性 |
| 5.5 基于远场地震动的震后承压易损性分析 |
| 5.5.1 震后2.5倍设计内压易损性 |
| 5.5.2 震后2.0倍设计内压易损性 |
| 5.5.3 震后1.0倍设计内压易损性 |
| 5.6 近场地震易损性分析 |
| 5.6.1 基于破坏剪切变形角的易损性 |
| 5.6.2 基于倒塌剪切变形角的易损性 |
| 5.7 基于近场地震动的震后承压易损性分析 |
| 5.7.1 震后2.5倍设计内压易损性 |
| 5.7.2 震后2.0倍设计内压易损性 |
| 5.7.3 震后1.0倍设计内压易损性 |
| 5.8 本章小结 |
| 6 结论及展望 |
| 6.1 结论 |
| 6.2 创新点摘要 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间科研项目及科研成果 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（7）非基岩场地核电厂地震反应试验与数值模拟分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 核能发展 |
| 1.2 国内外核电发展概况 |
| 1.2.1 国外核电发展概况 |
| 1.2.2 国内核电发展概况 |
| 1.3 面临的主要问题 |
| 1.4 土-结构动力相互作用(SSI)分析研究概述 |
| 1.4.1 土-结构动力相互作用分析的理论研究 |
| 1.4.2 土-结构动力相互作用分析的试验研究 |
| 1.5 本文的研究工作和技术路线 |
| 1.5.1 本文的研究目的 |
| 1.5.2 本文主要研究内容和技术路线 |
| 第2章 三维层状剪切模型箱的设计及边界效应研究 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 箱体的构造要求及设计 |
| 2.3 箱体动力性能测试 |
| 2.3.1 在水平单向地震动输入下的边界影响 |
| 2.3.2 在水平双向地震动同时输入下的边界影响 |
| 2.3.3 在三向地震动同时输入下的边界影响 |
| 2.4 结论 |
| 第3章 非基岩场地核电厂结构模型试验方案研究 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 模型相似设计 |
| 3.3 模型地基土和模型结构的制作 |
| 3.4 地震动输入及加载制度 |
| 3.5 传感器的布置及试验装置 |
| 第4章 在AP1000谱地震动作用下非基岩场地核电厂结构模型试验结果分析 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 非基岩场地自由场试验和结果分析 |
| 4.2.1 模型地基土体动力效应 |
| 4.2.2 模型地基土地震动反应 |
| 4.2.3 模型地基土加速度反应谱特性 |
| 4.2.4 模型地基土的沉降及试验现象 |
| 4.2.5 模型地基土动土压力响应 |
| 4.3 非基岩场地非自由场试验和结果分析 |
| 4.3.1 体系的动力特性 |
| 4.3.2 模型地基中的加速度 |
| 4.3.3 土体和基础间的动土压力响应 |
| 4.3.4 土体表面现象及沉降 |
| 4.3.5 核岛结构的加速度反应 |
| 4.3.6 核岛结构位移响应 |
| 4.3.7 核岛结构的应变和开裂情况 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 不同地震动作用下非基岩场地核电厂结构模型试验结果分析 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 工程结构输入地震地特性 |
| 5.2.1 输入的地震动参数值 |
| 5.2.2 输入的地震动参数值影响因素 |
| 5.3 核电厂结构输入地震地特性 |
| 5.3.1 核电厂结构抗震分类 |
| 5.3.2 核电厂结构抗震设防水准及设计基准地震动 |
| 5.3.3 核电厂抗震设计反应谱 |
| 5.3.4 核电厂厂址设计地震动反应谱 |
| 5.3.5 核电厂地震动时程曲线 |
| 5.4 本文中的加速度时程曲线和加速度反应谱 |
| 5.5 不同特性地震动输入下试验结果及分析 |
| 5.5.1 模型地基土峰值加速度(PGA)的放大效应 |
| 5.5.2 模型地基土加速度反应谱特性 |
| 5.5.3 不同地震动作用下土体和基础间的动土压力响应 |
| 5.5.4 不同地震动作用下核岛结构的加速度反应 |
| 5.5.5 不同地震动作用下核岛结构位移响应 |
| 5.5.6 不同地震动作用下核岛结构的应变和开裂情况 |
| 5.6 本章小结 |
| 第6章 非基岩场地核电厂结构地震响应数值模拟分析 |
| 6.1 CAP1400体系动力响应计算有限元模型 |
| 6.2 核岛结构模态分析 |
| 6.3 地震动时程输入结构反应分析 |
| 6.3.1 场地模型与参数 |
| 6.3.2 边界设置 |
| 6.3.3 输入地震动 |
| 6.3.4 接触及求解控制 |
| 6.3.5 计算结果分析与讨论 |
| 6.4 非基岩场地核电厂结构不同模型对比分析 |
| 6.4.1 峰值加速度 |
| 6.4.2 加速度反应谱对比 |
| 6.5 本章小结 |
| 第7章 结论与展望 |
| 7.1 结论 |
| 7.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读博士学位期间所发表的学术论文 |
| 攻读博士期间参与的科研项目 |
| 作者简介 |
（8）型钢混凝土结构核电厂常规岛主厂房结构性能与地震反应分析（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 研究目的与意义 |
| 1.3 研究现状 |
| 1.3.1 核电厂常规岛主厂房结构研究现状 |
| 1.3.2 型钢混凝土结构研究现状 |
| 1.4 主要研究内容 |
| 1.5 研究技术路线 |
| 2 型钢混凝土结构核电厂常规岛主厂房模型建立与动力特性计算分析 |
| 2.1 柱网布置及构件尺寸 |
| 2.2 模型的简化 |
| 2.3 荷载条件与荷载组合 |
| 2.3.1 荷载条件 |
| 2.3.2 荷载组合 |
| 2.4 结构动力特性的分析结果 |
| 2.5 模态分析结果 |
| 2.6 本章小结 |
| 3 型钢混凝土结构核电厂常规岛主厂房地震作用反应谱计算分析 |
| 3.1 核电厂常规岛主厂房结构空间振动模型 |
| 3.1.1 空间结构振动方程 |
| 3.1.2 振型与振型参与系数 |
| 3.1.3 空间结构地震作用计算 |
| 3.2 单向地震作用下结构的地震反应 |
| 3.2.1 结构的地震作用 |
| 3.2.2 结构的变形 |
| 3.2.3 单向地震作用下结构的受力分析 |
| 3.3 双向地震作用下结构的地震反应 |
| 3.3.1 双向地震作用下结构的整体变形 |
| 3.3.2 双向地震作用下结构的受力分析 |
| 3.4 单、双向地震作用计算结果对比分析 |
| 3.4.1 位移计算结果对比分析 |
| 3.4.2 主要受力杆件的内力计算结果对比分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 4 型钢混凝土结构核电厂常规岛主厂房弹性时程分析 |
| 4.1 时程分析基本理论 |
| 4.2 地震波选取 |
| 4.3 时程分析结果 |
| 4.3.1 结构整体变形 |
| 4.3.2 结构内力分析 |
| 4.4 本章小结 |
| 5 型钢混凝土结构核电厂常规岛主厂房静力弹塑性分析 |
| 5.1 静力弹塑性分析(Pushover)基本原理 |
| 5.2 水平侧向力分布形式 |
| 5.3 SAP2000中静力弹塑性分析的基本原理 |
| 5.4 静力弹塑性分析结果 |
| 5.5 本章小结 |
| 6 结论与展望 |
| 6.1 结论及建议 |
| 6.2 展望 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 附录 攻读硕士学位期间参与的项目 |
（9）层状土场地条件下核电厂抗震数值分析模型及应用研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 核电发展概述 |
| 1.2.1 国内外核电发展现状 |
| 1.2.2 发展内陆核电的必要性 |
| 1.3 非岩性地基地震响应分析和研究现状 |
| 1.3.1 非岩性地基地震响应分析方法综述 |
| 1.3.2 土层地震反应分析的软件介绍 |
| 1.3.3 通用有限元软件ANSYS发展及现状 |
| 1.4 本文的研究背景及意义 |
| 1.5 本文主要研究工作 |
| 2 核电深厚覆盖成层地基的静力分析模型 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 邓肯—张(Duncan-Chang)模型理论 |
| 2.2.1 切线弹性模量 |
| 2.2.2 切线泊松比 |
| 2.2.3 卸载—再加载模量 |
| 2.3 邓肯-张模型在ANSYS上的二次开发 |
| 2.3.1 ANSYS软件介绍与二次开发的必要性 |
| 2.3.2 邓肯-张模型的实现流程与注意事项 |
| 2.4 邓肯-张模型在ANSYS上二次开发算例验证 |
| 2.4.1 程序可靠性验证 |
| 2.4.2 核电非岩性地基的静力计算 |
| 2.5 本章小结 |
| 3 水平成层覆盖土场地等价线性法地震响应分析理论 |
| 3.1 等价线性法概述 |
| 3.1.1 等价线性法的发展 |
| 3.1.2 等价线性法的优缺点 |
| 3.2 等价线性法理论 |
| 3.3 基于Visual C++平台的软件开发与应用 |
| 3.3.1 一维剪切谐波传播理论 |
| 3.3.2 露头基岩和下卧基岩地震运动的比例关系 |
| 3.3.3 算法描述与程序实现 |
| 3.3.4 频域计算程序SHAKE介绍 |
| 3.3.5 两种程序工程算例结果对比 |
| 3.4 本章小结 |
| 4 基于ANSYS的核电成层覆盖土场地的地震响应分析 |
| 4.1 动力平衡方程求解的时域求解方法 |
| 4.1.1 结构时域计算的基本方程 |
| 4.1.2 动态时程逐步积分法 |
| 4.2 ANSYS二次开发实现流程 |
| 4.3 自由场非岩性成层地基地震响应的多模型对比分析 |
| 4.3.1 等价线性法计算模型 |
| 4.3.2 地震动输入 |
| 4.3.3 地震动反应峰值加速度结果比较 |
| 4.3.4 不同高程加速度反应谱和加速度时程的比较 |
| 4.4 考虑地震波分段输入的动力响应分析 |
| 4.4.1 地震波分段输入的基本原理和分析方法 |
| 4.4.2 地震波分段输入结果对比 |
| 4.5 ANSYS实现过程中的问题所使用的技术方法和特色 |
| 4.5.1 阻尼的处理 |
| 4.5.2 重启动技术 |
| 4.5.3 重叠单元和生死单元技术 |
| 4.5.4 ANSYS实现等价线性法特色 |
| 4.6 本章小结 |
| 5 非岩性地基条件下核电厂房的地基适应性分析 |
| 5.1 厂房结构动力计算简化模型 |
| 5.2 阻抗子结构法 |
| 5.3 楼层加速度反应谱 |
| 5.4 算例分析 |
| 5.4.1 计算模型 |
| 5.4.2 成层土场地地震响应分析计算结果 |
| 5.4.3 各楼层加速度反应谱与设计反应谱的比较 |
| 5.5 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表学术论文情况 |
| 致谢 |
（10）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（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 目录 |
| 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 |
| 1.3.1 地震概率风险评价法 |
| 1.3.2 地震裕量评价法 |
| 1.3.3 基于概率风险分析的地震裕量评价方法 |
| 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 |
| 2.2.1 设计反应谱对比 |
| 2.2.2 变阻尼反应谱方法的异同 |
| 2.3 核2级管道B级、D级评定准则对比 |
| 2.3.1 RCC-M规范B级、D级准则须满足的公式 |
| 2.3.2 GB及ASME规范B级、D级准则须满足的公式 |
| 2.3.3 GB、ASME与RCC-M中B级、D级评定准则侧重点对比 |
| 2.4 算例 |
| 2.4.1 计算模型 |
| 2.4.2 分析输入和评定方法及结果对比 |
| 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 |
| 3.2.1 GB和ASCE4-98地基阻抗函数的计算方法 |
| 3.2.2 RCC-G88地基阻抗函数的计算方法 |
| 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 |
| 3.5.1 ASCE、GB中β_x,β_φ,β_z常数的公式拟合 |
| 3.5.2 RCC-G无量纲刚度系数公式拟合 |
| 3.5.3 计算模型的建立 |
| 3.5.4 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 |
| 4.2.1 SPRA、SMA和PRA-Based SMA的历史 |
| 4.2.2 地震概率风险评价的目的和简介 |
| 4.2.3 地震裕量评价方法 |
| 4.2.6 中美地震评价方法应用现状 |
| 4.3 易损性分析的概念 |
| 4.4 易损性分析方法 |
| 4.4.1 静力弹塑性分析法 |
| 4.4.2 非线性动力时程分析法 |
| 4.5 核电厂燃料厂房和柴油发电机厂房的易损性分析 |
| 4.5.1 厂房概况 |
| 4.5.2 厂房易损性分析的几个关键因素 |
| 4.5.3 厂房易损性分析的地震动需求参数 |
| 4.5.4 结构响应概率分析 |
| 4.5.5 结构易损性曲线 |
| 4.6 本章小结 |
| 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 |
四、秦山三期核电工程区域地震特征及场地地震波分析（论文参考文献）
- [1]核电厂房抗大型商用飞机撞击的计算模型与动力响应性能研究[D]. 梅润雨. 大连理工大学, 2020(01)
- [2]超设计基准荷载作用下核岛厂房动力响应特性的精细化研究[D]. 隋翊. 大连理工大学, 2020(01)
- [3]华龙一号BIS-TMD结构抗震性能研究[D]. 李孟. 哈尔滨工程大学, 2020(05)
- [4]特大断面小净距隧道爆破振动传播规律和分区研究[D]. 王海粟. 西南交通大学, 2019(03)
- [5]层状土场地条件下的核电厂房结构拟三维抗震安全分析[D]. 罗勇. 大连大学, 2019(08)
- [6]强震及失水事故下核电安全壳结构极限承载力研究[D]. 张朝弼. 大连理工大学, 2017(09)
- [7]非基岩场地核电厂地震反应试验与数值模拟分析[D]. 王晓辉. 北京工业大学, 2017(07)
- [8]型钢混凝土结构核电厂常规岛主厂房结构性能与地震反应分析[D]. 赵欣刚. 西安建筑科技大学, 2016
- [9]层状土场地条件下核电厂抗震数值分析模型及应用研究[D]. 王继东. 大连理工大学, 2014(07)
- [10]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[D]. 白文婷. 中国地震局工程力学研究所, 2013(01)
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