核电厂隔震结构核岛-设备-管线的地震响应耦合及控制

Nuclear energy is one of the important energy for human being, and its development is also an significant policy of energy construction in China. How to ensure the safety of nuclear power plant structure under especially strong earthquake or sudden fault earthquake is an emergent and essential issue. This project aims at promoting nuclear power plant from traditional anti-seismic structure to high performance isolation structure. The multi-parallel-conection vibration modal, the spatial vibration modal, and the multiscale dynamic model derived from the nuclear island isolation structure under especially strong earthquake or sudden fault earthquake are emphatically researched. The earthquake response of the equipments inside nuclear island (including reactor pressure vessel) of isolated nuclear power plant and its coupling effect of the earthquake response of nuclear island structure are studied, respectively. The earthquake response of the isolation subject with radioactive substances pipelines in non-isolation auxiliary structure and its coupling effect of the earthquake response of nuclear island structure are explored, respectively, furthermore, the security control policy of the aforementioned pipelines is also proposed. This project expects to expand the appropriate site types for isolated nuclear power plant structures and some key scientific issues such as corresponding application conditions and principles are presented as well. Due to the importance of nuclear power plant structure security and high secrecy of key technology referring to seismic-resistance and isolation, research on basic theory and technology, which involve a whole system of nuclear island, equipments and pipelines, of high-performance isolation with independent intellectual property is of great strategic value for nuclear structure security in China.

核能是人类社会的重要能源之一，发展核能也是我国能源建设的一项重要政策。特大地震或突发断层地震下如何确保核电厂结构及核岛内设备的安全性是当前亟待解决的重大课题。本项目旨在将传统核电厂抗震结构拓展至核电厂高性能隔震结构，重点研究核电厂核岛隔震结构在特大地震或突发断层特大地震下的并联多质点和空间模型的振动模态及多尺度动力模型；研究核电厂隔震结构核岛内部设备（含反应堆压力容器）的地震响应规律及其与核岛结构地震响应的耦合效应；研究核电厂隔震结构主体与非隔震辅体间含放射性物质管线的地震响应及其与核岛响应的耦合效应，并提出管线的安全性控制策略；研究拓展核电厂隔震结构的场地适用类型并提出相应的适用条件和原则等关键科学问题。由于核电厂结构安全的重要性和涉核抗震隔震关键技术方面的高度保密性，拥有自主知识产权的涵盖核电厂核岛-设备-管线的高性能隔震基础理论和技术将对保障我国核电厂结构的安全性具有重要的战略价值。

本项目研究了核电厂隔震支座和新型隔震体系的相关理论和试验等研究，具体研究内容和工作成果包括：①针对核电厂隔震结构地震动频谱特性，从美国太平洋地震工程中心PEER/NGA地震波数据库、美国工程强震记录数据中心及日本防灾科学技术研究所选取了远源长周期地震波，比较了中国、日本、美国、欧洲规范给出的阻尼系数与长周期地震动作用下的阻尼系数计算结果，提出了核电隔震结构地震动波谱法选波方法。②针对核电结构隔震设计目标，分别采用ANSYS和SAP2000软件建立了隔震单质点模型并且采用了4组三向地震波进行了非线性时程分析；采用ANSYS软件建立了AP1000核电结构隔震群支座杆模型，并且考虑了支座竖向拉压刚度不等及支座水平向大变化刚度硬化效应，更加真实的模拟了隔震层滞回曲线和上部结构响应。③针对LRB600支座进行了基本及极限力学性能试验，系统研究了支座的各项力学性能，根据LRB600支座的理论研究，给出了符合隔震要求的LRB1100和LRB1200支座参数，然后分别进行LRB1100和LRB1200支座基本及极限力学性能试验研究，重点研究支座的水平刚度、屈服力及竖向刚度基本力学性能、支座力学性能的水平剪应变相关性以及水平极限剪切性能。④在铅芯橡胶支座双线性模型的基础上，提出了一种基于屈服刚度和屈服力的硬化模型，该模型考虑了支座硬化后的刚度退化现象以及压应力对于卸载曲线的影响，将该模型与试验结果进行对比，对比结果表明两者吻合良好；采用数值分析对铅芯橡胶支座进行时程计算，并对核电厂隔震结构在不同等级地震波下铅芯橡胶支座的力学性能进行了评价。⑤以原型结构为AP1000核电厂隔震结构模型进行了拟动力试验，来验证隔震支座及结构抗震性能；通过拟动力试验研究了结构在中震和大震下的地震响应以及破坏模式，试验结果表明设计的橡胶隔震支座可以满足核电站隔震需求。⑥针对核电厂隔震结构进行了单向地震模拟大型振动台试验研究，初步了解核电厂隔震结构在地震作用下的动力响应；在以上试验基础上，对核电厂隔震结构进行了三向地震模拟大型振动台试验研究，测定了核电厂结构模型的动力特性、不同位置的加速度反应、隔震层的位移和支座受力；将试验结果和理论计算结果进行对比分析，综合分析判断结构的总体抗震性能。