核电厂常规岛主厂房SRC结构体系抗震性能与设计方法研究

Main power house of the conventional island is one of the important structure connecting nuclear island, who has complex structure system、many process equipment pipes、 large load and uneven -distribution stiffness. Severely damage will be caused in this structure under seismic action. In order to improve the seismic performance and deformation capacity of main power house of the conventional island，the project proposed using SRC structure as the load-bearing system after studying the traditional steel and reinforced concrete structures.Through pseudo-dynamic test, study distribution of internal force、failure mechanism and mode、deformation、energy dissipation、stiffness degradation、plastic hinges and weak parts of the SRC structure main power house during earthquakes.The test results will be verified by nonlinear dynamic time-history analysis. Then,using the quasi-static test to study the transfer mechanism and failure mode of the special joints and key joints.Finally, establish design、calculation and construction measures of SRC structure main power house. All the research results will be applied in the design of SRC structure main power house and further improve the seismic design regulations of nuclear power plant.

常规岛主厂房是连接核岛的重要结构，其体系复杂、各种工艺设备管道布置众多、荷载大、刚度和荷载分布不均匀。在地震作用下，极易造成严重的结构破坏。本课题在深入研究传统钢结构与钢筋混凝土结构体系核电厂常规岛主厂房的基础上，提出采用SRC结构体系作为核电厂常规岛主厂房的承力体系，旨在提高结构的抗震性能、变形能力。通过拟动力试验，研究结构在强震作用下的内力分布规律、破坏机理和模式、变形和耗能及刚度退化规律、塑性铰分布和结构体系薄弱部位，并通过动力非线性地震反应时程分析验证。进行特殊节点和关键节点拟静力试验，研究其传力机理和破坏形态。最后确立核电厂常规岛主厂房SRC结构体系地震作用计算方法、抗震设计方法及构造措施。研究成果将为核电厂常规岛SRC结构体系主厂房的设计提供建议、指导并能进一步完善核电厂设计行业规程。

常规岛主厂房结构体系复杂、设备管道众多、荷载大、刚度分布不均匀,地震作用下一旦破坏会造成极大的经济损失及人员伤亡，甚至危害核岛的安全。因此，寻求一种抗震性能优良、能够在烈度较高的地区使用、造价相对较低且后期维护费用少的新型核电厂常规岛主厂房结构体系具有重要的现实意义。.在传统钢结构与钢筋混凝土结构常规岛主厂房有限元计算与分析的基础上，提出采用型钢混凝土框排架结构体系作为常规岛主厂房的承力体系，并分析计算了该种结构体系的动力特性及地震作用下的内力、变形特点。基于计算结果选取原型结构中具有代表性的两跨三榀主厂房，按照1/7缩尺比制作了试验模型，采用锤击法进行了模型结构的动力特性测试，前三阶振型分别是横向平动、纵向平动为主和平面扭转；并采用三质点加载的方法进行了模型结构的拟动力试验，试验结果表明核电厂主厂房结构底层层间刚度退化最为严重，结构底层耗能最大。随着地震波加速度的增大,结构各层的滞回曲线分别呈线性、反S形和Z形；应用ABAQUS对主厂房结构进行了时程分析；采用基于性能的抗震设计方法对核电厂常规岛主厂房进行了研究；模型结构拟动力试验及原型结构的弹塑性有限元分析。结果表明，本项目提出的型钢混凝土框排架结构体系抗震性能优良，能满足“小震不坏、中震可修、大震不倒”的抗震设防要求，可以应用于地震烈度较高且机组容量大的核电厂常规岛汽机主厂房；基于试验研究与理论分析，结合我国具体国情，提出了核电厂常规岛主厂房的抗震设计方法和抗震构造措施等。.设计并制作了15个缩尺比例为1/4的SRC异型节点试件，通过拟静力试验研究掌握了各类异型节点的失效模式及抗震性能，基于试验提出了不同类型异型节点的核心区划分方法，并揭示了不同类型SRC异型节点的受力机理，通过定量分析各成分对节点受剪承载力的贡献，提出了不同类型SRC异型节点的抗裂和受剪承载力计算公式。.本项目的研究成果有助于电力行业相关规范及规程的制定并可用于指导工程实践。