核电结构、系统和部件耦合体系的地震易损性研究

The goal of the project is to provide reliable seismic fragility data for seismic Probability Risk Assessment（PRA）of Nuclear Power Plants(NPPs). The main topic is seismic fragility analysis of the coupled nuclear Structures, System and Components (SSCs). The contents include: (1) Establish and compare lumped-mass stick model and detailed 3D model, and give a method of establish numerical model that can reflect the fragility of SSCs. (2) Explore the methods of seismic fragility analysis considering the nonlinear Soil-Structure Interaction(SSI) effect and the mainshock-aftershock sequences, and discuss the expression of different performance levels and different ground motion intensities for SSCs. .(3) Study on fragility test of a model of SSCs in NPP based on shaking table tests, verify the fragility analysis method with the fragility test results, and study on the characteristics and coupling correlation of seismic fragility of SSCs. (4) Study the key issues of applying fragility data to the seismic PRA, explore the methods to improve the reliability of seismic fragility data of SSCs, select a reasonable seismic hazard model, an accident tree and fault tree, perform the seismic PRA of a NPP model. The above research provides important theory for the safety of nuclear energy, enhances China's capability for independent innovation in the area of PRA of NPPs.

本项目以“为核电厂地震概率风险评估提供可靠的地震易损性数据”为总体目标，研究核电结构、系统和部件(SSC)耦合体系的地震易损性，内容有：建立核电SSC多质点体系模型和精细三维模型的对应关系，探索能反映SSC地震易损性的数值模型的建立方法；研究能考虑非线性土-结构相互作用效应和主余震作用的地震易损性分析方法，并探讨不同SSC的性能水准和地震动强度的表达方式；基于振动台模型试验进行核电结构-设备-管线耦合体系(SSC的典型代表)的易损性试验，用试验易损性结果验证解析易损性分析方法，并研究核电SSC地震易损性的特性及耦合关系；对易损性数据应用于地震概率风险评估的关键问题进行研究，探索提升核电SSC地震易损性数据可靠性的方法，选择合理的地震危险性模型、事故树和故障树，实现核电厂的地震概率风险评估。以上研究将为核电能源安全提供重要的技术支撑，提升我国在核电厂概率风险评估这一领域的自主创新能力。

对核电结构、系统和部件的地震易损性进行研究，不仅对新建核电厂的地震概率风险评估提供技术支撑，而且对已建核电厂的地震概率风险重新评估有重要意义。本项目以“为核电厂地震概率风险评估提供可靠的地震易损性数据”为总体目标，完成了以AP1000核电厂为原型的核电SSC耦合模型的建立；探究了考虑非线性SSI效应对核电SSC地震易损性结果影响的分析方法；针对核电重要设备、管线进行了振动台试验研究及试验易损性分析；讨论了影响易损性数据可靠性的关键问题并将其应用于核电地震概率风险评估。.首先，以第三代核反应堆AP1000核电厂结构为原型，建立了合理的核电结构、系统和部件多质点耦合模型。模型建立过程中重点考虑因素包括：模型非线性本构、耦合部件之间的约束条件、地震动选择方法、地震动强度及SSC地震动响应需求参数指标等。其次，基于阻尼修正的Pyke模型完成关于土体本构的用户子程序开发。此子程序基于ABAQUS有限元软件建立，测试结果显示本子程序在进行非线性土体地震动响应计算时具有良好的适应性。通过时域分析方法，进行考虑非线性SSI效应的核电SSC地震易损性分析，得到该场地下主结构、蒸汽发生器设备和主蒸汽管道的易损性曲线结果以及对应的FSSI安全系数。然后，选取核电厂中典型管道、低压配电柜和水泵设备作为试验研究对象，进行振动台试验研究，得到了不同荷载类型和不同破坏等级下核电设备和管道的响应特点与易损性结果，为核电厂抗震设计以及设备管道的抗震性能评估提供可靠的试验数据。最后，考虑固定基础、硬质基岩场地、软岩石场地以及风化岩石场地条件，研究场地土层特性的不确定性对核电SSC易损性的影响。结果显示，核电SSC在不同场地上的抗震能力具有差异，考虑基于场地的抗震设计非常有必要。在此基础上，结合不同来源的易损性结果，总结提升易损性数据可靠性的办法，并应用已有的易损性数据实现了核电厂案例模型的地震概率风险评估。