闻久成[1]2000年在《辽宁核电厂地震危险性分析评价》文中指出辽宁核电厂地震危险性分析评价(博士论文) 导 师:佴磊 教授 研 究 生:闻久成 专 业:地质工程 研究方向:环境地质200
吕景浩[2]2016年在《基于条件均值谱的核电厂安全壳输入地震动研究》文中研究说明1951年美国首次利用核能发电,核电技术的发展距今已有60多年的时间,目前全世界在运行的核电机组已超过了400组。作为一种可以替代煤、石油、天然气等传统燃料的清洁能源,核能更加环保、利用率更高、更经济。作为可以解决能源问题的有效途径之一,核电技术的发展受到了全世界人们的广泛关注。目前我国核电厂的建设工作正处在大力发展阶段,核电厂逐步向内陆甚至是地震区扩展,核电厂的抗震性能必须引起人们的重视。有限元软件的快速发展让我们可以对结构进行大量的动力时程分析,我国的核电厂抗震设计规范中规定了要选取水平向和竖直向的地震动记录对核电厂结构进行动力时程分析。不同的地震动时程记录可能会对核电厂结构造成差别巨大的影响,如何选取合适的输入地震动来符合核电厂的设计要求是我们最关心的问题。为了解决这个问题,本文从概率地震危险性分析出发,以条件均值谱(CMS)为输入地震动目标谱,挑选出一系列适合核电厂安全壳的输入地震动,并给出了核电厂安全壳输入地震动目标谱的计算流程,主要工作如下:1.介绍了概率地震危险性分析的概念和方法,基于一个假定断层的计算模型,考虑该场地上未来所有可能发生的地震事件得到了核电厂的近断层一致概率谱(UHS)。介绍了地震危险性分解的概念和方法,对每一次独立的地震事件进行分析,得到了每次地震事件对总危险性的贡献,确定在一定场地条件下的主导震源,即对危险性贡献最大的震源。只考虑一次地震事件,计算该地震下的一致概率谱和曲线形式的核电厂抗震设计谱,比较了两者的差别。2.介绍了条件均值谱(CMS)的概念和计算方法,计算了不同场地条件下、不同条件周期T下的条件均值谱,分析了计算参数对条件均值谱的影响。通过与一致概率谱、抗震设计谱的对比,确定了条件均值谱作为匹配输入地震动的目标谱。3.针对不同条件周期*下的CMS,进行调幅并选取了最匹配条件均值谱的地震动记录。用Abaqus建立了核电厂安全壳有限元模型,输入挑选的地震动记录进行动力时程分析,确定了条件周期只需要选取安全壳模型第一振型周期*=0.35s。并对比了调幅PGA和挑选epsilon最接近epsilon(*=0.35s)的地震动记录的方法,证明了条件均值谱作为输入地震动目标谱的合理性。通过本文的计算模型,说明了核电厂安全壳输入地震动目标谱的计算流程,同时给出了不同场地条件下、不同设计地震下的核电厂安全壳的输入地震动目标谱。
李志国[3]2009年在《累积绝对速度（CAV）在核电厂地震危险性分析中的应用研究》文中进行了进一步梳理本文介绍了与核电厂设计相关的两类地震危险水平,即运行基准地震(OBE)和安全停堆地震(SSE)。介绍了OBE的确定方法及其存在的问题,藉此引入累积绝对速度(CAV)的概念。介绍了将CAV引入地震危险性分析中的思路。之后,对地震危险性分析(PSHA)方法的产生及发展历史做了初步的介绍,对我国现行的考虑时空非均匀性的地震危险性分析方法(CPSHA)的原理和步骤进行了阐述,指出其为适应我国地震危险性分析工作的实际情况对原有方法所做的改进。此后指出了考虑时空非均匀性地震危险性分析方法在核电厂地震安全性评价工作中存在的问题,并将CAV引入到我国CPSHA方法之中。基于现有的强震数据进行回归分析,建立了适合我国实际情况的CAV经验模型。为了对比考虑CAV的地震危险性分析方法与CPSHA方法之间的差别,选取了不同地震背景下的六个实际的核电厂址进行试算并加以分析。结果表明,考虑CAV后所得结果与厂址所处的位置有关。当厂址背景地震较强时,厂址主要受高震级上限的潜在震源区影响,基本不受近距离内的低震级上限的潜在震源区影响,CAV作用不明显,此时无需考虑CAV的作用。当厂址位于中强地震背景下时,在地震危险性分析计算中考虑CAV后所得结果与CPSHA所得结果比较,其近场小震的贡献明显降低。在此种强度地震背景下,建议考虑CAV的作用。当厂址周围很大范围内的地震活动性均比较低,即厂址周围潜在震源区的震级上限均比较低,无震级上限较高的潜在震源区的情况下,厂址的地震危险性已经比较低,也无需考虑CAV的作用。在我国对核电厂进行地震危险性分析时,本文建议在中强地震背景下考虑CAV的作用,在CPSHA方法中引入CAV进行计算分析。
李小军, 贺秋梅, 侯春林[4]2014年在《核电厂厂址设计地震动参数影响关键因素分析》文中指出基于中国核电厂选址的46个工程场地地震安全性评价资料,分析不同地震危险性分析方法计算结果对厂址设计地震动参数确定的控制作用,并对地震危险性分析概率方法计算结果及确定性方法中的构造地震影响、弥散地震影响计算结果进行统计分析。研究表明:在地震活动性较弱地区,厂址设计地震动参数主要由确定性方法计算结果控制,峰值加速度和高频加速度反应谱值由弥散地震计算结果控制,在这类地区基于厂址设计地震动的核电工程建设将具有更高的抗震安全裕度;在地震活动性相对较强地区,厂址设计地震动参数更可能由概率方法计算结果控制,部分厂址的概率方法计算结果(特别是低频加速度反应谱值)远大于确定性方法计算结果;中国核电厂厂址设计地震动参数确定总体上具有较高保守性。
彭艳菊[5]2008年在《基于渤海地震环境的海洋平台抗震设防标准研究》文中研究说明海洋平台是海洋油气资源开发的基础设施,属于可能产生严重次生灾害的工程,同时,我国近海海域的地震活动性较高,海洋平台的抗震问题受到广泛关注。但受海域研究程度的限制,我国尚未制定海洋平台的抗震设防规范。目前,一般是参照《建筑抗震设计规范》和美国石油协会制定的RP2A-WSD规范,依据地震安全性评价的技术规定,进行专门的地震动参数研究。但实际工作中发现,这些规范直接应用于海洋平台设计存在很多问题,如与平台设计原则不一致、概率水准比较保守等。渤海海域地震活动强度大、频度高,在我国海域中具有一定的代表性,而且这一地区地震活动特征和平台设计地震动参数的研究较深入,因此,本论文基于渤海地震环境研究海洋平台的抗震设防标准,确定设防原则和目标、设计基准期、设防水准、设防参数等。主要研究内容和技术途径可概括为:首先分析国内外工程抗震设防标准的研究现状及发展趋势、海洋平台的结构特征及其工程地震问题、渤海地震环境等,在此基础上,结合我国国情,确定海洋平台抗震设防标准的确定原则和方法;然后参照相关行业的经验,根据海洋平台的结构特征与地震破坏状态,确定设防目标;收集整理已有的平台设计地震动参数的研究成果,采用类比方法,标定抗震设防水准;分析渤海海域地震危险性特征,给出基于渤海地震环境的海洋平台的抗震设防参数;最后,通过工程实例的反应谱分析,论证平台结构的地震安全性。主要成果体现在:(1)从地震活动和地震危险性、社会经济状况、国内外抗震设计规范等方面,指出我国海洋平台抗震设防水准过于保守。(2)针对海洋平台的柔性和延性性质突出的特点,提出海洋平台抗震分析涉及的工程地震问题,如抗震设防标准、长周期地震动、地震动参数、设定地震等。(3)从历史地震记录、地震活动的时空特征等方面,研究了渤海海域地震环境。通过对比分析,指出南加州地区地震危险性远高于渤海地区,为本文结果与API规范的对比奠定了基础。(4)确定了海洋平台的两级设防目标,分别为正常使用极限地震和变形极限地震;基于已有平台的设计地震动参数,采用类比分析方法,确定正常使用极限和变形极限地震的重现期分别取200年和1000～3000年。(5)基于渤海地震危险性特征,给出海洋平台不同水准下的设防地震动参数;通过实例分析,证明结果的可靠性。创新性体现在:在我国首次确定海洋平台两级抗震设防目标及相应的设防水准,给出了海洋平台在不同地震危险性分区内、不同水准下的设防地震动参数。本研究成果为海洋平台的抗震设计提出了相应的设防标准和设防参数,为制定海洋平台行业抗震设计规范提供了基础资料和工作方法。同时,本研究填补了我国海洋工程抗震设防研究的空白,是对我国建设工程抗震设防研究的完善和提升。
荆旭, 常向东[6]2014年在《核电厂地震安全性评价衰减关系影响分析》文中认为地震危险性分析中的不确定性处理和表征,一直是核电厂厂址地震安全性评价中倍受关注的重要问题,尤其是日本福岛核事故后,无论是确定核电厂厂址的设计基准地震动,还是进行核电厂地震风险评价,都更加重视地震危险性分析中的不确定性。本文通过理论分析重点说明了衰减关系的不确定性,包括标准差和截断水平对核电厂地震安全性评价的影响,并在此基础上,通过算例和讨论说明了概率性方法截断水平的选取问题,探讨了现行确定性方法和概率性方法在截断水平选取上的差异。分析计算结果表明,在地震活动较弱的区域,概率性方法截断水平为3,确定性方法截断水平为0的现行做法是恰当的。但是,对于发震构造大震复发间隔较小的区域,为了使二者在超越概率方面协调,恰当提高确定性方法的截断水平更为合理。
钱晓明[7]2013年在《AP1000非能动余热排出系统可靠性分析及地震安全评价》文中研究表明2011年3月11日,日本发生了里氏9.0级地震并诱发海啸,由于地震和海啸,日本福岛第一核电站发生了7级核泄漏事故,此次事故不啻为一记警钟把人们的目光再一次聚焦到核能的安全性与可靠性上来。此次事故启示人们：地震、火灾等外部灾害事件发生概率虽然很低,但此类灾害一旦发生,便足以给核电站带来沉重打击,应对其予以高度的重视。因此,开展地震情况下的核电站可靠性研究是非常有必要的。本文选取AP1000核电站的重要非能动安全系统之一——非能动余热排出系统为研究对象,采用故障树分析与蒙特卡洛相结合的方法对系统在内部事件及地震情况下的可靠性进行评价。通过对内部事件故障树分析,得到系统的可能失效机理,并运用Risk Spectrum PSA软件进行定量分析,得出该系统的失效概率约为9.215×10-5,结果表明余热排出热交换器入口管线上电动阀失效关闭是导致系统失效的最主要因素。基于故障树分析计算结果提出两种方案对系统进行优化：1)在另一回路增加同样一套非能动余热排出系统、2)在原有系统基础上增加一非能动余热排出热交换器,通过分析计算,并分别从系统可靠性、复杂性、经济性等方面对两种方法进行比较发现,方法2更具可行性,建议工程上可采用此方法对系统进行优化。在系统故障树分析的基础上,引入外部事件地震,设备部件在地震情况下的失效概率为条件概率,传统概率安全分析中常使用的故障树方法不能完全处理条件概率,因此研究中利用蒙特卡洛方法与其相结合,利用MATLAB软件平台建立地震情况下系统可靠性分析模型,计算得到非能动余热排出系统在地震情况下的失效概率为2.256×10-4,安全壳内置换料水箱失效对系统失效影响尤为突出。本研究的分析结果与NRC相关报告公布的地震引起的系统失效概率以及AP1000安全分析报告中的结果基本一致。本研究所应用的非能动系统在地震情况下的概率安全分析方法以及提出的系统优化方案对地震概率安全分析的研究和工程实践具有一定的参考作用。
鄢家全[8]2005年在《地震危险性分析的困惑与希望》文中认为地震危险性分析虽已列入国家标准,但仍存在诸多需要科学对待的问题。
张雪亮, 严新育[9]1993年在《中国核电厂场址地震危险性评定方法》文中认为在地震危险性概率方法应用的基础上,本文对影响核电厂场址地震危险性评定值的四个重要因素,诸如工作区潜在震源区的判定、地震活动性的时空非均匀性、地震动衰减关系及其衰减模型进行了讨论和改进,提出了一个核电厂场址地震危险性评定的方法。应用该法可提高核电厂场址地震危险性评定的可靠性和显著的经济效益。文中还讨论了地震构造法对核电厂场址地震危险性评定的应用。最后,应用本文提供的2种方法,对秦山核电厂场址进行了地震危险性评定,选取2种方法中的最大值即为核电厂场址地震危险性的评定值。
王晓磊, 吕大刚[10]2015年在《核电厂抗震裕量评估方法研究综述》文中研究指明为分析核电厂抗震裕量评估(SMA)方法的研究现状,简要介绍SMA方法的研究背景与发展历程,详细论述3种核电厂SMA方法、裕量的含义、审查级地震的确定、巡查/走访的内容、保守确定性失效裕量(CDFM)和地震易损性分析方法、系统分析方法和高置信度低失效概率(HCLPF)值的基本内容和研究进展。分析表明:核电厂SMA方法较保守,需要基于可靠度等理论进行优化改进;国内亟需深入开展SMA方法研究,确定审查级地震(RLE),建立数据库,制定相关规范,建立核电厂合理模型,并培养相关人才。
参考文献：
[1]. 辽宁核电厂地震危险性分析评价[D]. 闻久成. 吉林大学. 2000
[2]. 基于条件均值谱的核电厂安全壳输入地震动研究[D]. 吕景浩. 中国地震局工程力学研究所. 2016
[3]. 累积绝对速度（CAV）在核电厂地震危险性分析中的应用研究[D]. 李志国. 中国地震局地球物理研究所. 2009
[4]. 核电厂厂址设计地震动参数影响关键因素分析[J]. 李小军, 贺秋梅, 侯春林. 核动力工程. 2014
[5]. 基于渤海地震环境的海洋平台抗震设防标准研究[D]. 彭艳菊. 中国地质大学（北京）. 2008
[6]. 核电厂地震安全性评价衰减关系影响分析[J]. 荆旭, 常向东. 震灾防御技术. 2014
[7]. AP1000非能动余热排出系统可靠性分析及地震安全评价[D]. 钱晓明. 华北电力大学. 2013
[8]. 地震危险性分析的困惑与希望[J]. 鄢家全. 国际地震动态. 2005
[9]. 中国核电厂场址地震危险性评定方法[J]. 张雪亮, 严新育. 地震学刊. 1993
[10]. 核电厂抗震裕量评估方法研究综述[J]. 王晓磊, 吕大刚. 中国安全科学学报. 2015
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