核安全级设备的抗震鉴定
核设施安全级离心风机的相似法抗震鉴定

Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2021, 9(2), 39-43Published Online April 2021 in Hans. /journal/nsthttps:///10.12677/nst.2021.92005核设施安全级离心风机的相似法抗震鉴定张振兴,黄婧,吴静国防科工局核技术支持中心,北京收稿日期:2021年3月7日;录用日期:2021年3月29日;发布日期:2021年4月9日摘要核设施中的能动机械设备结构复杂、零部件装配要求高,在安全停堆地震下不仅要保证其结构完整性,还可能要保持其可运行性。
近年来,借助已鉴定样机通过相似法开展待鉴定样机的抗震鉴定由于时间短、花费少,受到设计单位、制造单位、营运单位和监管部门的高度关注。
本文论述了采用相似法抗震鉴定的基本要求、补充分析评定的评定准则,并结合安全级风机的主要失效模式给出了采用相似法和补充分析法进行抗震鉴定的示例。
关键词能动机械设备,风机,抗震鉴定,相似法Seismic Qualification of Centrifugal Fan Used in Nuclear Facilities by Similarity AnalysisZhenxing Zhang, Jing Huang, Jing WuNuclear Technology Support Center, State Administration of Science, Technology and Industry for NationalDefense, BeijingReceived: Mar. 7th, 2021; accepted: Mar. 29th, 2021; published: Apr. 9th, 2021AbstractDue to the complex structure and high assembly requirements of the active mechanical equipment used in nuclear facilities, it is necessary to ensure its structural integrity and maintain its opera-bility under the safe shutdown earthquake. With the help of the identified prototype, the seismic evaluation of the prototype to be evaluated by similarity method is highly valued by the design unit, manufacturing unit, operation unit and supervision unit due to its short time and low cost.张振兴等This paper discusses the basic requirements of seismic appraisal by using similarity method and the evaluation criteria of supplementary analysis. Combined with the main failure modes of safety grade fans, an example of seismic appraisal by using similarity method and supplementary analy-sis is given.KeywordsActive Mechanical Equipment, Centrifugal Fan, Seismic Qualification, Similarity Analysis Array Copyright © 2021 by author(s) and Hans Publishers Inc.This work is licensed under the Creative Commons Attribution International License (CC BY 4.0)./licenses/by/4.0/1. 引言核设施中的能动机械设备是指包含运动部件,且通过运动部件的机械运动(或停止机械运动)执行规定功能的机械设备[1],典型的包括泵、控制棒驱动机构、风机、阀门等。
核动力厂抗震设计与鉴定

1.2.4 本导则也可用于其他类型核动力厂的设计,但应根据 反应堆类型及其特殊的安全要求,采用工程判断的方法评价其适 用性。
—5—
核动力厂内部危险(火灾和爆炸除外)的防护设计
(3)应适当地保护被危及的抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项,以 免其功能受到与此类物项相互作用的危害。
2.3.12 第 2.3.10 节所述物项应按照核应用实践进行设计、 安装和维修。但是,在第 2.3.11 节(2)中,当认为其与抗震Ⅰ 类或抗震Ⅱ类物项发生相互作用的频率非常低时,可以适当降低 安全裕度。
2.3.13 对物项的抗震分类,应以清楚地了解为保证安全在 地震期间或地震后对其功能的要求为基础。根据不同的安全功
2.3.6 核动力厂抗震Ⅰ类物项的设计、安装与维修应符合严 格的实践,即应高于常规风险的设施所采用的安全裕度。对于任 何抗震Ⅰ类的物项,应按照安全功能要求确定适当的验收准则3 (如表明功能性、密封性或最大变形的设计参数)。但是在某些 情况下,如果详细评价其对核动力厂安全功能的影响,对于包含 SL-2 的荷载组合,实体屏障的验收准则可以适当降低。
1.1.2 附件Ⅰ与正文具有同等效力。 1.2 范围
1.2.1 本导则适用于符合核动力厂地震危险性评价相关导 则排除准则的陆上固定式水冷反应堆核动力厂的设计,以抵御场 址特定地震。本导则不涉及地震动的强度或核动力厂各物项的风 险度。
1.2.2 当采用简化程序进行设计和验证时,应证明这些程序 对于实现安全目标的适宜性,并从安全的角度进行恰当的评价。
2.3.11 作为地震后果,根据分析、试验或经验,预计会发 生某些相互作用,并且会危及抗震Ⅰ类或抗震Ⅱ类物项的功能 (包括操作行动)时,应采取下述措施之一:
核设备抗震鉴定试验指南

核设备抗震鉴定试验指南核设备的抗震鉴定试验是为了评估核设备在地震条件下的抗震能力,确保核设备在发生地震时能够安全运行。
本文将介绍核设备抗震鉴定试验的指南,包括试验的目的、试验方法和试验结果的评估。
一、试验目的核设备的抗震鉴定试验的目的是评估核设备在地震条件下的抗震能力,包括核设备的结构、材料、连接件等的抗震性能。
试验结果将用于核设备的设计、改进和评估,以确保核设备在地震发生时具备足够的安全性。
二、试验方法1. 试验前准备在试验前,需要进行详细的试验计划编制,确定试验的目标、试验方案和试验装置。
同时,还需要对试验设备进行检查和校准,确保试验设备的正常运行和准确度。
2. 试验装置核设备抗震鉴定试验需要使用合适的试验装置,包括地震模拟装置和核设备模型。
地震模拟装置可采用振动台或地震模拟器,用于模拟地震条件下的振动。
核设备模型则是对实际核设备的缩小模型,用于进行试验。
3. 试验参数在进行试验前,需要确定试验的参数,包括地震波的频率、振幅和持续时间等。
这些参数应根据实际地震情况和核设备的设计要求进行确定。
4. 试验过程试验过程中,需要将核设备模型放置在地震模拟装置上,并进行相应的振动。
试验时应按照试验计划确定的参数进行操作,并记录试验过程中的数据,包括振动加速度、振动速度等。
5. 试验结果评估试验结束后,需要对试验结果进行评估。
评估时应根据试验数据分析核设备的振动响应,包括位移、加速度等,并与设计要求进行比较。
如果核设备的振动响应超过设计要求,则需要进一步优化设计或采取其他措施。
三、试验结果的评价根据试验结果的评估,可以对核设备的抗震能力进行评价。
评价时需要考虑核设备的结构、材料、连接件等因素,并根据试验数据进行分析。
如果核设备的抗震能力满足设计要求,则可以认为核设备具备足够的安全性;如果不满足设计要求,则需要进一步改进设计或采取其他措施。
核设备的抗震鉴定试验是确保核设备在地震条件下能够安全运行的重要手段。
核电抗震研究综述

第一章核电设备抗震设防及次生灾害1.1核电抗震设备分类1.1.1安全等级核电设备的安全等级可分为四级,即安全一级、安全二级、安全三级和安全四级。
(1)安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。
安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备:反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道(内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失)、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。
安全一级设备选用的设计等级为一级,质量为A组。
美国联邦法规规定,必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。
具体地说应符合美国机械工程师协会(ASME)规范第Ⅲ篇(核动力装置部件)第一分册中关于一级设备的规定。
(2)安全二级安全二级主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件,以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种部件。
例如如下一些部件:1)反应堆冷却剂系统承压边界部件中非核一级设备和部件:余热排除系统、安全注入系统及安全壳喷淋系统等。
2)构成反应堆安全壳屏障的设备和部件:安全壳及隔离贯穿反应堆厂房的流体系统的阀门和部件,二回路系统直至反应堆厂房外第一个隔离阀的部分,安全壳内氢气控制监测系统及堆芯测量系统的设备和部件。
(3)安全三级安全三级主要指下述一些系统的设备:为控制反应性提供硼酸的系统;辅助给水系统;设备冷却水系统;乏燃料池冷却系统;应急动力的辅助系统;为安全系统提供支持性功能的设施(例如燃料、压缩空气、液压动力、润滑剂等系统设施);空气和冷却剂净化系统;放射性废物贮存和处理系统。
(4)安全四级安全四级核岛中不属于安全一、二、三级的设备为非核安全等级。
但非核安全级的设备设计制造应按非核规范和标准中较高的要求执行,必要时,还应附加与安全的重要性相适应的补充设计要求。
两个不同安全等级的系统的接口,其安全等级应属于相连系统中较高的安全等级。
核安全级安全阀抗震应力分析与评定

书山有路勤为径,学海无涯苦作舟核安全级安全阀抗震应力分析与评定介绍了安全阀抗震分析的通常步骤。
利用ANSYS 软件计算了核安全级弹簧式安全阀在地震工况下的三维应力分布, 根据ASM E 锅炉和压力容器规范进行了完整性评定。
1、概述核安全级安全阀是核电站中重要的安全设备之一, 用以防止系统压力超过允许的极限, 确保系统安全运行。
随着第三代核电站的建设, 对核安全级安全阀的设计和制造提出了更高要求。
安全阀必须能够承受包括地震载荷在内的组合载荷, 并且不会发生破坏或失稳, 从而满足结构完整性和功能要求。
随着计算机仿真技术的快速发展, 利用有限元软件构建阀门三维模型, 进行各种工况下的结构完整性分析技术已经日趋成熟, 并已经得到了广泛的应用。
本文以某型号核安全二级弹簧式安全阀为例, 利用ANSYS 11.0 软件进行了安全阀的模态频率计算和应力分析, 并根据ASME 锅炉和压力容器规范对安全阀在地震工况下的结构完整性进行了应力评定。
2、分析方法为了保证安全阀在使用期限内能够安全运行,必须进行抗震分析, 检验阀门各部位是否有足够的强度和刚度。
通常考虑运行基准地震(Operating Basis Earthquake, OBE ) 和安全停堆地震( Safe Shutdown Earthquake, SSE) 两类地震载荷。
抗震分析通常可分为建立模型(合理简化安全阀结构部件, 建立能准确反映其动力特性的有限元模型) 、频率计算(计算安全阀的自振频率, 假如该阀门最低自振频率大于33Hz, 则在应力计算时可采用等效静力法。
假如小于33Hz,则必须采用动力法) 、应力计算(根据相关标准及阀门实际工况, 确定边界条件及载荷组合。
利用有限元软件进行各种工况下安全阀的应力分析, 特别是关键。
核级设备抗震分析中螺栓应力的评定方法

陈一伟,黄炳臣,沈伟,等.核级设备抗震分析中螺栓应力的评定方法[J].核安全,2020,19(6):108-110.Chen Yiwei,Huang Bingchen,Shen Wei,et al.Evaluation Method of Bolt Stress in Seismic Analysis of Nuclear Grade Equipment[J].Nuclear Safety,2020,19(6):108-110.核级设备抗震分析中螺栓应力的评定方法陈一伟,黄炳臣,沈伟,石红*,张强升(生态环境部核与辐射安全中心,北京100082)摘要:抗震分析作为抗震鉴定的一种方法,广泛应用于核电厂各类设备的安全评价中。
目前,由于核级设备的螺栓应力校核方法不一,采用的标准也不同。
本文基于ASME和RCC-M标准,针对采用不同核安全标准设计的核级设备和不同位置的螺栓,提出了应力评定方法及评判依据,对核级设备的抗震分析具有借鉴意义。
关键词:抗震分析;螺栓;评定中图分类号:TM623.4文章标志码:A文章编号:1672-5360(2020)06-0108-03抗震鉴定作为核安全设备鉴定的一部分,对民用核安全设备的安全运行具有至关重要的作用。
核级设备的抗震鉴定一般可采用抗震分析、抗震试验、分析与试验相结合的方法。
目前,抗震分析作为抗震鉴定的一种方法,广泛应用于核电厂各类设备的安全评价中。
螺栓是连接核电厂各设备的重要部件,螺栓的安全关系到整个核级设备乃至整个核电厂的安全。
因此,对不同工况及不同位置的螺栓进行准确的刚度和强度分析对保证核电厂安全稳定运行具有重要意义[1-3]。
近年来,国内外学者在核级设备连接螺栓的强度研究方面进行了不少研究。
张续钟等人[4-6]研究了螺栓预紧力确定的方法,给出螺栓装配预紧力的计算方法;季同盛、崔赪昕等人[7-9]通过有限元方法分析了螺栓连接结构强度。
但大多数分析主要针对承压部件及关键设备,对紧固螺栓的评定采用的评定标准和方法不一,甚至很多抗震分析中忽略了对紧固螺栓的评定。
核安全建构筑物抗震分析方法研究

核安全建构筑物抗震分析方法研究摘要:核安全建构筑物抗震设计与普通民用建筑存在差异,设防标准与分析方法均不相同。
本文对核安全建构筑物的抗震分析全过程进行总结,针对抗震分析方法、模态分析、土结相互作用、模态组合以及方向组合等方面提出分析要点和注意事项,得到了核安全建构筑物抗震分析的标准流程。
关键词:抗震分析;土结相互作用;模态组合;方向组合1 概述核安全建构筑物抗震设计与普通民用建筑存在差异,设防标准与分析方法均不相同。
抗震I类物项抗震分析中考虑SL-1及SL-2地震工况,按《核电厂抗震设计标准》(GB 50267-2019)及《核电厂厂房设计荷载规范》(NB/T 20105-2019)的规定进行工况组合。
抗震分析用的分析方法在HAD102/02附件A中的规定为三种:时程法、反应谱法、等效静力法。
前两种属于动力法,结构整体计算的地震分析采用反应谱法计算。
结构与基础相互作用效应,用3D有限元模型和阻抗函数(弹簧)来分析。
2模态分析模态分析采用的特征方程为:[K]-ω2[m]=0特征方程的特征根对应于自振频率ωi,特征方程的特征向量对应于系统的振动形状,也就是振型X ij。
模态计算的振型数阶数要足够,以便在地震频率范围内得到合乎规律的模态振型。
若有效模态质量的总和至少能代表整个构筑物总质量的90%,则计算的模态数量就是足够的。
但对于部分核安全建构筑物,即使算到几百阶模态,振型数仍无法达到90%,部分结构就是无法激振起来,那么就需要采取其他方法近似考虑这部分振型。
参考HAD 102/02中附录B.3.3.2,“为保证在分析中包含有足够的振型(未计入的质量),一个实用的办法是增加一刚体或零周期加速度振型,作为对在计算中可能未包括其他高振型的修正”,在ANSYS程序中,也给出了类似的计算方法,即可以采用“MMASS”命令,统一按零周期加速度进行考虑。
3土壤与结构的相互作用整体计算模型基底采用弹簧单元COMBIN14模拟地基与结构间的相互作用。
核安全二级阀门抗震分析方法

核安全二级阀门抗震分析方法
鉴于近年来人们对核安全问题的重视,一些培训机构、政府部门和专业机构在国内进行了大量研究,其中一项重要研究就是分析多种二级阀门在地震条件下的抗震性能。
一级阀门是指具有自卸功能的受控阀门,它是核安全系统中最重要的组成部分之一。
二级阀门起着安全阀调节作用,能够调节核安全装置运行状态的,可以有效的防止反应堆的不正常反应,使核安全装置保持稳定。
考虑到地震灾害对核安全设备的潜在威胁,因此,分析多种二级阀门的抗震性能变得尤为重要。
在进行阀门抗震性能分析时,首先利用有限元法对二级阀门的结构强度进行分析。
通过计算机分析,可以确定结构在地震荷载下是否能够正确运行。
其次,利用试验数据直接测量阀门的抗震性能,具体包括测量阀门的抗震能力,计算阀门的抗震衰减系数,计算阀门的抗震位移,以及测量抗震力学参数等。
最后,可以利用标准算法计算阀门的抗震性能。
在分析多种二级阀门抗震性能时,应考虑阀门类型、规格、材料及表面处理方法等,使阀门适应地震环境并确保正常运行。
此外,还应考虑阀门部件和连接件的结构特征,特别是表面处理方法,确保二级阀门在地震条件下可靠工作。
本文研究了二级阀门的抗震性能分析方法,利用有限元法和实验数据来证明二级阀门的抗震性能,通过考虑阀门类型、规格、材料及表面处理等因素,使阀门适应地震环境并确保正常运行,确保核安全
装置的可靠性和安全性。
我们希望这项研究为进一步研究和实施提供帮助,协助政府及各机构确保核电安全。
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五、 核电厂抗震鉴定的发展和现状
地震工程是一门范畴十分宽广的几个方面相互关联的学科。在 国际反应堆结构力学领域内,核电厂地震反应分析占有显著地位。
在60年代核电厂的开创阶段中,抗震问题一开始就受到了应有 重视。当时抗震工作基本上沿用了一般的建筑抗震规范,停留在静 力分析阶段。在60年代中期开始采用反应谱进行动力分析,但仅 限于1级部件,总的抗震费用不到总投资的1%。值得提到的是我国 在60年代初期已对反应堆的抗震开展了设计研究工作。
四、核电厂抗震鉴定的重要意义
因此在核电厂的设计和建造中必须重视抗震鉴定工作。美国规 定任何核电厂都要考虑抗地震问题,即使是地震危险性很小的 地区也至少应该按0.1g进行设计。世界上主要核国家先后建立 了一整套有关抗震鉴定的法规、导则和规范,从而为核电厂的 抗震安全性提供了保证。如核电厂采用的是HAF0102和IAEA安 全导则NO.NS-G-1.6“核动力厂抗震设计与鉴定”,对核动力厂 以外的核设施,如研究堆,前处理厂,后处理厂则采用 TECDOC1347“除核动力厂之外的其它核设施设计中对外部事 件(以地震为主)的考虑”。
2 m
可见振子自由振动的固有频率仅决定于系统的本身的物理性质:质量m 和刚度k。而与由初始条件决定的振幅无关,只要系统的m和刚度k一
旦 确定,固有频率就是一定值。
九、楼层反应谱(续)
再介绍楼层反应谱的概念: 当一结构受到地震作用时,结构上各点的位移、速度和加速度(统称为反应)随时 间变化,但从设计观点来说,重要的是反应的最大值。该反应是阻尼和固有频率的函 数,这就是反应谱。图3形象地说明了反应谱的概念。由图3可见,在一个振动台上, 并排放置一组阻尼比为常数ξ,而固有周期(频率的倒数)不同的振子(即单质点 系)。当输入一地震加速度时,各质点随振动台摇动,表现出对输入加速度的反应。 将各质点的加速度反应测出来,并取其最大值,绘出各振子反应的最大值与固有频率 之间的函数关系,就得出了反应谱图。反应谱就是一组不同自振频率(周期)的单自 由度振子对地面(楼面)运动的最大反应的反应曲线。响应谱表示了加速度与频率 (周期的倒数)之间的关系。对于不同阻尼比ξ,可得到不同的反应谱图,见图4。由 图4可见,阻尼比ξ越小,加速度反应越大;固有频率f越小(周期T越大),加速度反 应越大。
实际上烈度不仅与震级有关,还与震源深度,距离震中的远近 以及地震波通过的介质条件(如岩石性质,岩层构造等)等多种 因素有关,震中烈度与震级、震源深度关系如下:
八、设计地震动分类
设计地震动分为两类: (1)运行安全地震动 ,代号SL1,也称OBE(Operating Basis
Earthquake)。为核电厂运行期间可能遭受的最大地震动。发生 的概率为500年一遇的地震动,即10-2概率的地震动。 ( 2 ) 极 限 安 全 地 震 动 , 代 号 SL2 , 也 称 SSE ( Safe Shutdown Earthquake)。为核电厂厂区可能遭受的不低于年超越概率(一 年内地震动超过给定值的概率)为10-4的最大地震动,一般按当地 历史发生过的最大地震再加上适当安全裕度而定出的假想地震。 即最大潜在地震动。 一般取OBE≥1/2SSE。
四、核电厂抗震鉴定的重要意义
核电厂的抗震具有特殊的重要性。由于核电厂中许多设备和部 件中聚集着大量的放射性物质,一旦遭到地震破坏可能使放射 性物质外逸,从而对公众的生命和健康造成危害,这是核设施 与常规工业设施的重要区别之一。如果反应堆系统遭受破坏, 可能造成核事故,影响的范围更大。值得指出的是,地震扰动 具有同时破坏核电厂的冗余部件的潜力。地震破坏的这一特 点,使核电厂设计中的多重性防护准则受到破坏,这就是说地 震可能引起核电厂的共模失效(common mode failure)。
七、 地震动基本描述
在进行抗震设计时,有必要先介绍一下有关地震的基本概念。 地震是一种自然现象。每年全世界约发生地震五百万次,有感地震 约占1%左右,造成灾害的平均每年十几次。 地震的成因可分为构造地震、火山地震、塌陷地震等。另外,水库也 能诱发地震,核爆炸可能在场地激发地震,而造成震害的都是构造地 震。对地震的机理,有“断层说”、“板块构造学说”、“断块学 说”、“岩浆说”、“相变说”等。
八、 设计地震动分类
应包括:两个水平、一个竖向的加速度峰值、设计反应谱和一组加速 度时程。竖向加速度峰值取为水平值的2/3。 根据对地震资料的收集,调查和分析,分别用地震构造法、最大历史 地震法和综合概率法估算,取三者中的最大值为SSE值。而且,地面 水平加速度峰值不得低于0.15g。
九、楼层反应谱
造、试验、检查和验收规则。
2.2电气设备
如果电气部件和设备在事故后用来向保护公众安全的 系统供电或构成该系统的一部分,则这些设备和部件 应属于1E级。
2.3构建物和建筑物
凡支承或包容安全级设备并提供一个放射性生物屏 蔽或可把放射性产物封存的建筑物或构筑物称为LS 级土建结构。
三、抗震分类
凡要求保证上述三项安全功能的设备属于抗震1类设 备,抗震1类设备能承受安全停堆地震SSE(即极限 安全地震SL2)载荷。安全1、2、3级和LS级机械 设备以及1E级电气设备均属于抗震1类。其它设备如 某些废物处理系统和消防系统设备属于非安全级系统, 但要求在地震下履行其功能为抗震1类,近来 对消防系统的要求提高了。其余设备为非抗震1类。
六、 核电厂抗震设计的法规和导则
我国正在逐步建立一套完整的核安全法规。HAF0100《核电 厂厂址选择安全规定》对核电厂抗震设计作了原则规定; HAF0101《核电厂厂址选择的地震及其有关问题》以及HAF0102 《核电厂的地震分析及试验》两个安全导则对HAF0100规定进行 了说明和补充。HAF0102导则叙述了对核电厂结构、系统和部件 进行抗震分析及抗震鉴定试验的程序,以及对核电厂各物项的抗震 分类、荷载组合、地震分析的方法及许用限值等。这些导则基本上 是IAEA的导则,比较原则,因此在使用时有必要参照美国核管会 的管理导则和《标准审查大纲》(SRP)3.7节的规定。我国现在 已制定了抗震鉴定的法规,抗震分析可采用“核电厂抗震设计规范” (GB50267-97),抗震试验可采用“核设备抗震鉴定试验指南” (HAF-J0053)。
七、 地震动基本描述(续)
震中烈度与地震震级大致存在如下表的对应关系
地震
震级
2
3
4
5
7
8
8 8以上
(M)
震中
烈度 1~2 11
12
(I)
一次地震可以持续15-30秒,地面加速度为0.1-0.6g范 围,强震时间为10秒左右,频带范围在0.01-33Hz。
七、 地震动基本描述(续)
80年代初期我国秦山一期30万千瓦核电厂开始建设,根据国 家核安全局的要求,核安全级设备的抗震鉴定工作也随着开展,至 今全国已建立和改造5个抗震试验台架,投资上千万元,对300余 台核安全级典型设备进行了抗震试验。另外对所有抗震I类设备进 行了抗震分析,特别是控制驱动线的抗震鉴定试验已达到世界领先 水平。
(3)1A级,它是对能动部件而言,所谓能动设备是一 种包含有执行其安全功能所必需的运动部件或机构的 设备,如泵、阀门等。在安全停堆地震下不仅要保证 其结构完整性,而且要保持其可运行性,即保证其运 动部件或机构有良好的运行性能。计算时对4类工况采 用B级准则校核。需要指出,这是一种设计措施,美 国和加拿大采用C级应力限制进行校核。
抗震1类设备,应能承受SL1和SL2载荷,并保证在地震 发生时或(和)地震后均能履行其安全功能。这些安全 功能是: ① 维持和保证反应堆冷却剂系统承压边界的完整性; ② 使反应堆安全停堆并保持在安全停堆状态; ③ 停堆后(包括事故停堆后)堆芯余热排出; ④ 能减少和防止放射性物质向环境释放,并保证不超过
五、 核电厂抗震鉴定的发展和现状(续)
在试验研究方面,目前世界上最大的试验台是日本的多度津 地震试验台,台面尺寸15mⅹ15m,载重1000t。我国目前已有五 座可用人工时程曲线输入的地震试验台,分别是北京水科院(台面 尺寸5mⅹ5m载重20t),上海同济大学(台面尺寸4mⅹ4m,载 重15t),南京河海大学(台面尺寸2.8mⅹ2m,载重6t),成都中 国核动力院(台面尺寸6mⅹ6m,载重20t),哈尔滨工程力学所 (台面尺寸5m×5m,载重30T)和一座成都核动力院的单频振动 输入地震试验台(1mⅹ1.5m,最大加速度75g,载重2t,专门用 于阀门抗震试验)。
70年代核电厂的抗震工作逐渐走上正轨。美国核管会提出了一 系列的导则,如RG1.60反应谱的采用,在设备设计中楼层反应谱 的应用,引进有限元方法使动力分析得到广泛的应用。这一阶段抗 震工作已形成了一整套的规范导则,许多方法和规范导则一值沿用 至今。
五、 核电厂抗震鉴定的发展和现状(续)
80年代以来提高了对管道的抗震要求,并对分析程序和支承 设计要求更加严格,设备的抗震鉴定费用有的已经超过总投资的 10%。由于地震运动的复杂性,有许多方面还未被人们认识,因此 许多方面存在着不确定性,从而在核电厂抗震设计中显得过于保守。 在管道分析中,大量实践证明美国RG1.61阻尼比过于保守,采用 N411的阻尼比代替RG1.61阻尼比可大大降低管道的地震响应,减 少大量管支承与阻尼器,具有重大经济意义。
七、 地震动基本描述
发生地震的地方叫震源。震源在地表的投影叫震中。如图1所示。
七、 地震动基本描述(续)
表示一次地震大小的指标是震级M。震级与地震波能量存在如下关 系:
logE=11.8+1.5M E为地震波能量,单位为尔格; M为震级。 所以震级(Magnitude)的大小反映的是一次地震释放的能量的 大小。 地震烈度(Earthquake intensity)则是表示某一地区地面和各 种建筑物受到一次地震影响强弱的指标。一般分为12度,烈度越高, 破坏越严重。某地的地震烈度与震源的深度和该地与震中的距离均有 关。