核岛厂房抗震设计分析
最新核电站抗震分析
核电站抗震分析------------------------------------------作者xxxx------------------------------------------日期xxxx核电站抗震分析摘要核电站抗震性一直是核电站设计的主要问题之一随着此间题各方面研究的深人和研究手段的进步,核电站的抗展计算理论也在不断发展本文试图根据已有的资料，在核电站抗展问题的一些主要方面地展输人参数的确定,抗展计su算理论,结构与地基的相互作用 ,逐层加速度谱及反应谱的确定,建筑物及设备的抗展计算，地基、基础及地下建筑的抗震计算等研究状况作一些综述，并在此基础上展望一下需要解决的问题关键词：核电站抗震分析结构及设备抗震性抗震安全社会背景:20１1年0３月１4日，日核电站面临再爆炸风险抗震能力设计不足惹祸;2010年的伊朗6。
5级地震;2008年的四川地震等，这些地震摆在我们人类的面前不得不说,我们研究核电站的防震能力不仅与核电站的结构和地基等宏观因素有关,而且也和微观设计因素有关，例如窗户玻璃的防护、书架和安全柜的摆设以及吊灯的设计等等，必须综合考虑各种因素才能把地震灾害减少到最低限度目录:一抗震分析的目的；二,抗震计算理论三结构与地基的相互作用四结语一抗震分析的目的;抗震分析的三个任务:1．确定地震任务2．计算核电站的抗震反应3．最基本的要求是保证设备在正常环境下和地震载荷下能够正常运行,并执行其原有的功能•抗震分析思路：设计地震和抗震设计(1）外部荷载、地震作用→结构→结构响应→结构设计。
（2)输入结构响应、其它输入条件→设备→设备响应→设备设计、实验鉴定。
核电厂抗震分析的特点:1、对于抗震分析和地震安全评估，具有严格的法规、标准和安全导则体系选址:HAＤ1０１／01、ＲG1.165、NS-G——分析/设计:HAD102/02、GB50267、ＲCC—G、ＡSCE ４-8６(89）、ＳRP 、NＳ—Ｇ-1。
国内外核电厂抗震设计规范比较
第30 卷，第4期2014 年12 月世界地震工程WOＲLD EAＲTHQUAKE ENGINEEＲINGV o l．30N o．4D ec．2014文章编号: 1007 －6069( 2014) 04 －0068 －09国内外核电厂抗震设计规范比较刘国强2 ，金波1，3，高永武1(1．中国地震局工程力学研究所，中国地震局地震工程与工程振动重点实验室，黑龙江哈尔滨150080;2．山东电力工程咨询院有限公司，山东济南250013;3．哈尔滨工程大学，黑龙江哈尔滨150001)摘要: 核电厂抗震设计规范作为核电规范标准体系的重要组成，对于保障核电厂在遭遇地震作用下能够安全停堆或安全运行起着至关重要的作用。
我国对现行核电厂抗震设计规范GB50267 －97 的修订工作已经完成，并于2012 年形成了修订送审稿。
本文针对核电厂抗震设计规范GB50267 －97 规范与2012 年修订送审稿的差异，进行了全面的比较研究。
同时，结合美国和法国两国核电标准中有关抗震设计与中国2012 修订送审稿的差异性进行了分析，探究造成不同规范间差异的原因及影响。
关键词: 核电厂; 抗震设计规范; GB50267 －97; ASCE4 －98; ＲCC －G中图分类号: P315 文献标志码: AComparison of nuclear power plant seismic design in chinese and foreign codeLIU Guoqiang2 ，JIN Bo1，3 ，GAO Yongwu1(1． L a bo rat o r y o f Earthquake E ng ineeri ng V ibrati o n，Institude o f E ng ineeri ng M echanics，C E A，Harbin150080，C hina;2．Shando ng Electric P o w er E ng ineeri ng C o nsulti ng Institute C o．td，Jinan250013，C hina;3．Harbin E ng ineeri ngU ni v ersit y，Harbin150001，C hina)A b s t ract:T he code f or seis m ic desi gn of the nuclear pow er plants is an i m por tant part of nuclear pow er code s ys- t em，and it pl ays a vi sital r ol e t o insure the nuclear pow er plant t o shut dow n or keep runni ng s af tl y under the eart h- quake． N ow our count r y has com pleted the r evi si on w or k of the code f or seis m ic desi gn of the nuclear pow er plant GB50267－97，and f orm ed the s ubm itted ver si on in2012．In this paper，it is studied that the di ff erences of di ff er- ent ver si ons of the codes f or seis m ic desi gn of nuclear pow er plant，w hich include GB50267－97and2012s ubm it- ted ver si on． A t the s am e ti m e，the seis m ic desi gn codes of the nuclear pow er standards of the U nited St ates and France are com pared w ith t hos e of C hina，and it als o studied the causes andi nf lunences of the di ff erences bet w een di ff erent codes．Key words: Nuclear power plant; Seismic design code; GB50267 －97; ASCE4 －98; ＲCC －G引言2007 年7 月，日本新泻地震导致柏崎刈羽核电站发生核泄漏事故。
核电厂水工建筑物抗震设计
核电厂水工建筑物抗震设计
首先，核电厂水工建筑物抗震设计需要进行地震烈度评估。
地震烈度是评估地震对建筑物影响的重要指标，核电厂水工建筑物的抗震设计需要根据所在地的地震烈度进行评估和分析，确保建筑物在地震发生时能够承受相应的地震力。
其次，核电厂水工建筑物抗震设计需要考虑建筑物的基础设施。
建筑物的基础设施是保证建筑物抗震性能的关键因素，核电厂水工建筑物的基础设施需要经过严格的设计和施工，确保其能够承受地震时的水平和垂直地震力。
第三，核电厂水工建筑物抗震设计需要考虑建筑材料的抗震性能。
在设计水工建筑物时，需要选择具有较好抗震性能的建筑材料，以确保建筑物在地震发生时能够抵御地震力的作用。
钢筋混凝土等材料通常被用于核电厂水工建筑物的抗震设计中。
第四，核电厂水工建筑物抗震设计还需要考虑结构形式和布置。
在设计水工建筑物时，需要采用合理的结构形式和布置，以提高建筑物的抗震性能。
例如，在设计水池时，可以采用加强筋形式的混凝土结构，同时合理布置加劲墙和加强杆等结构部件，以增强水池的抗震性能。
最后，核电厂水工建筑物抗震设计还需要进行抗震试验和模拟分析。
在设计阶段，需要进行抗震试验和模拟分析，以验证设计方案的合理性和可行性。
通过试验和模拟分析的结果，可以进一步优化设计方案，提高水工建筑物的抗震性能。
综上所述，核电厂水工建筑物的抗震设计需要进行地震烈度评估，考虑建筑物的基础设施、建筑材料、结构形式和布置等因素，并进行抗震试
验和模拟分析，以确保水工建筑物在地震发生时能够保持正常运行和安全性。
工业厂房结构设计中的抗震分析
工业厂房结构设计中的抗震分析摘要：目前而言，我国的工业经济飞速发展，本文所要讲述的工业产房抗震这一主题当然也应当得到人们应有的关注。
工业厂房是工厂进行生产的重要地点，如果该地出现了问题，比如由于地震出现坍塌等，将会对工厂的发展产生重大负面影响，当然也是近来国家以及公众媒体对工业厂房地震事故广泛关注的原因所在。
本文简要介绍了工业厂房抗震的相关概念，重点对工业厂房结构设计中的抗震进行分析。
关键词：工业厂房；抗震设计；分析1.抗震设计的相关内容1.1 设计思想首先及时设计的思想。
在我国，抗震的设计目标需要达到三个水准，而设计的步骤也需要经历两个阶段。
这个三个水准简要说就是如果是小震就必须确保不会发生损坏；如果是中型地震则需要保障可以修理成功；如果是大地震则需要做到不会到。
两个阶段则是指对多地震区的建筑物结构的负重、弹力进行测算和罕见地震区域的弹塑性测验。
1.2 等级划分第二个需要了解的内容就是地震的等级。
抗震等级的划分是依照建筑物结构的类型、高度来确定，这一内容的确定可以参见有关的表格规范。
防震等级的确定是一项非常重要的工作，因为只有了解了建筑物结构的防震等级，才可以保障建筑物的建造是合乎规范的。
1.3 设计的内容抗震设计的有效与否必须是建立在对抗震设计的内容的了解之上的。
具体而言，抗震设计的内容包括了三个方面，分别是防震措施、地震作用以及承受力的计算。
这部分需要对防震措施与防震构造措施进行辨析。
防震措施是除了以外两个计算之外的内容，它包含了防震构造措施。
而防震构造措施是对建筑物的结构以及非结构的细化要求，它不需要进行计算。
2.工业厂房结构设计中的抗震分析2.1合理的建筑结构总体布置工业厂房的建筑与结构设计应符合抗震的概念设计要求。
工业厂房建筑及其抗侧力结构的平面布置宜规则、对称和具有良好的整体性，对不规则的建筑方案应按规定采取相应的加强措施。
当厂房平、立面布置复杂或结构高差、刚度相差很大，以及在厂房侧边贴建生活楼房区或辅助房屋时（如变配电间、水泵房、中心控制室等），应用抗震缝将两个相邻部分分开。
核电厂水工建筑物抗震设计
核电厂水工建筑物抗震设计
1、水工建筑物、构筑物抗震类别划分，应符合现行国家标准《核电厂抗震设计规范》GB 50267的规定。
常规岛水工建筑物、构筑物按抗震Ⅲ类物项设计时，应符合现行国家标准《建筑抗震设计规范》GB 50011的规定；但与核安全相关时，应按抗震Ⅰ类或Ⅱ类物项设计，并应符合现行国家标准《核电厂抗震设计规范》GB 50267的规定。
2、设计基准地震动参数应根据工程场地地震安全性评价报告确定。
非基准点处的地震动，可依据设计基准地震动经场地地震反应分析得出，其方法和结果应符合现行国家标准《核电厂抗震设计规范》GB 50267的规定。
3、核安全级的建筑物、构筑物结构抗震计算宜采用有限元整体动力计算法，地基刚度对结构内力有影响时，抗震计算应计入地基与结构的相互作用，地基与结构相互作用计算方法可采用集中参数法或有限元法。
4、埋地管涵及隧洞应进行横断面和纵向抗震计算，计算方法可采用反应位移法或有限元法。
对埋地管涵及隧洞沿线地质或高程变化明显处，应进行地震反应计算与评价。
5、含重要厂用水的联合泵房应进行楼层反应谱计算，计算应符合现行国家标准《核电厂抗震设计规范》GB 50267的规定，且应计入地基土与泵房结构的相互作用。
6、采用有限元动力法计算核安全相关构筑物与地基地震反应时，可采用总应力法或有效应力法。
对存在液化地基的抗震Ⅰ类和Ⅱ类物项，应进行专题研究。
7、储存液体的结构，抗震分析应计入动水压力的影响。
核电站常规岛主厂房基于性能的抗震分析
核电站常规岛主厂房基于性能的抗震分析
林生逸;彭雪平;韩小雷;周玉
【期刊名称】《地震工程与工程振动》
【年(卷),期】2011(31)5
【摘要】常规岛主厂房是一种特殊的工业建筑结构,具有质量、刚度分布不均、多错层等特点,其抗震重在保证电厂运行功能在设防预期的水准地震作用下不中断,避免重大设备损坏而造成的严重财产损失。
基于性能的抗震设计方法是目前国际上先进的抗震设计方法。
首次将设计流程引入到核电站常规岛主厂房结构抗震设计中,在小震和中震弹性分析基础上,采用基于纤维模型理论的PER-FORM-3D软件对典型常规岛主厂房整体结构进行大震动力弹塑性时程分析。
并参考美国基于性能抗震规程ASCE-41及FEMA356制定构件变形性能指标,对构件的变形响应进行评估。
最后针对主厂房的抗震性能给出了相应的设计建议。
【总页数】10页(P50-59)
【关键词】核电站常规岛;基于性能;弹塑性时程分析;纤维模型
【作者】林生逸;彭雪平;韩小雷;周玉
【作者单位】广东省电力设计研究院;华南理工大学亚热带建筑科学国家重点实验室
【正文语种】中文
【中图分类】TU318
【相关文献】
1.核电站常规岛主厂房结构抗震性能分析 [J], 余文辉;尹生强;周金领
2.田湾核电站5、6号机组常规岛主厂房结构抗震性能分析 [J], 赵杰;金煜皓;王桂萱
3.核电站常规岛主厂房结构抗震性能设计 [J], 郁静红
4.基于性能抗震分析的常规岛主厂房设计 [J], 郭健;刘震
5.基于性能抗震分析的核电常规岛主厂房设计 [J], 刘琳;赵杰;刘震;王桂萱;汪宇因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
《核电厂抗震设计规范》(正文、附录和条文说明).pdf
i 振型与 j 振型的相关系数； 分别为地基水平、竖向和摆动方向的辐射阻尼比； 阻尼比； 分别为对应 i 振型与 j 振型的阻尼比； 子结构总质量与主结构总质量的比值； 子结构基本频率与主结构主导频率的比值； 结构的基本自振圆频率。
ξ——
ξi、ξj —— λm —— λf —— ω1——
分别为基础沿水平、竖向和摆动方向的阻尼系数； 结构的阻尼矩阵； 分别为沿管道轴向和横向的基床系数； 分别为地基的水平、竖向和摆动方向的弹簧刚度； 分别为基础置于地表时的地基水平、竖向和摆动方向的弹簧 刚度； 分别为考虑基础置效应时的地基水平、竖向和摆动方向的附 加弹簧刚度； 结构的刚度矩阵； 地基弹簧刚度矩阵； 结构质量； 结构的质量矩阵； 反应谱； 设备所在楼层反应谱的最大谱值； 对应频率 i 的反应谱值； 动力阻抗矩阵； 位移影响矩阵； 输入反应谱中对应零周期的加速度谱值，即输入加速度峰值； i 支承点处反应谱的零周期加速度谱值； 分别为对应 i 振型与 j 振型的频率； 结构最低固有频率； 分别为沿管道轴向和横向的地基弹簧刚度； 输入结构体系的加速度矢量；
1 总则
1.0.1 本规范编制旨在贯彻国家防震减灾及核安全相关法律法规，严格执行民用核设施安 全第一的方针，确保核电厂运行安全、质量可靠、技术先进、经济合理。 1.0.2 本规范适用于极限安全地震动加速度峰值不大于 0.5g 地区的新建压水堆核电厂的抗 震设计，其基本原则和抗震计算方法也适用于重水堆、气冷堆和快中子堆核电厂。 1.0.3 核电厂工程厂址必须进行地震安全性评价以确定厂址的设计基准地震动。 1.0.4 按本规范设计的核电厂，当遭受极限安全地震动影响时，应能确保反应堆冷却剂压 力边界完整、反应堆安全停堆并维持安全停堆状态，且放射性物质释放对环境的影响不超 过国家规定的限值；当遭受运行安全地震动影响时，需停堆进行安全检查，在确认核电厂 相关物项保持安全功能的前提下可恢复正常运行。 1.0.5 核电厂物项的抗震设计应满足核电厂的整体安全要求；核电厂物项应依抗震分类实 施抗震设计，抗震分类应与核电厂各物项的安全重要性分级相对应。 1.0.6 核电厂物项的抗震分类可划分为抗震Ⅰ类、抗震Ⅱ类和非核抗震类。各具体物项的 抗震分类可采用相关技术标准的规定。 1.0.7 抗震Ⅰ、Ⅱ类物项的抗震设计应采用本规范规定的方法；非核抗震类物项的抗震设 计应满足适用的非核设施抗震设计规范的要求。 1.0.8 核电厂抗震设计除应符合本规范规定外，尚应符合相关技术标准的规定。
浅谈核电厂抗震计算
浅谈核电厂抗震计算摘要：核电厂因其特殊性其抗震计算相对于常规民用建筑标准有较大提高。
根据核电厂各构筑物的重要程度，核电厂抗震设计规范将核电厂构筑物划分为三类物项（Ⅰ类物项、Ⅱ类物项、Ⅲ类物项），其中Ⅰ类物项的计算要求更为严苛，且一直是设计的重点，本文通过对建筑抗震规范和核电厂抗震规范进行了简要的梳理对比，旨在说明核电抗震计算的不同之处。
关键词：核电厂抗震；建筑抗震；三类物项1.执行规范（1）一般建筑（抗震设防烈度大于9度地区的建筑及行业有特殊要求的工业建筑外）抗震计算执行标准：《建筑抗震设计规范》GB50011-2010（2016年版）（2）核电厂抗震计算执行标准：《核电厂抗震设计规范》GB50267-97。
2.建筑抗震计算介绍［1］2.1基本术语（1）抗震设防烈度一般情况，过去50年内超越概率10%的地震烈度。
（2）设计基本地震加速度50年设计基准期超越概率10%的地震加速度的设计取值。
（3）设计特征周期指抗震设计用的地震影响系数曲线中，反应地震震级、震中距和场地类型等因素的下降段起始点对应的周期值，简称特征周期。
2.2基本原则《建筑抗震设计规范》的抗震设计可总结为三水准设防目标和两阶段设计。
三水准设防：（1）小震不坏（多遇地震）；50年超越概率63%（即50年至少发生一次的概率63%）等价于年发生概率1/50等价于重现期50年。
（2）中震可修（设防地震），50年超越概率10%（即50年至少发生一次的概率10%）等价于年发生概率1/475等价于重现期475年。
（3）大震不倒（罕遇地震），50年超越概率2%～3%（即50年至少发生一次的概率2%～3%）等价于年发生概率1/1600～2400等价于重现期1600～2400年。
两阶段设计：第一阶段：对绝大多数结构进行多遇地震作用下的内力和变形分析，假定结构处于弹性工作状态，内力和变形分析可采用线性动静力分析方法；第二阶段：一些规范规定的结构（不规则且具有明显薄弱部位）进行罕遇地震作用下的弹塑性变形分析。
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5．抗震I类构筑物的设计
核岛厂房均为钢筋混凝土结构，反应堆厂房的安全壳采用
预应力钢筋混凝土结构。 设计考虑的作用和作用效应组合主要有正常作用、施工期
RG1.60标准谱与场地谱的对比(竖直向)
4．抗震分析方法
核岛厂房的抗震分析，采用的是国际上具有成熟的理论基 础的时程分析方法和反应谱法。这些方法，在我国的核安全导 则、抗震规范、以及美国的核安全相关构筑物的抗震设计规范 中均有规定。
抗震分析采用的是国际通用的考虑结构物与土壤的相互作 用的反应谱计算软件SASSI以及国际通用的有限元分析软件 ANSYS、ABAQUS。
10
阻尼比 0.5% 阻尼比 2% 阻尼比 5% 阻尼比 7% 阻尼比 10%
1
加速度（g）
0.1 0.1
1
10
100
频率（Hz）
RG1.60标准设计谱
0.01
加速度：g
0.001
rg1.60 2%阻尼 场地谱 2%阻尼 RG1.60 5% 阻 尼场地谱5%阻尼 RG1.60 7%阻尼 场地谱 7%阻尼
在核电厂的设计当中，与核安全相关的重要物项，包括损 坏后会直接或间接造成事故的物项；保证反应堆安全停堆并维 持停堆状态及排出余热所需的物项，地震时和地震后为减轻核 事故破坏后果所需的物项以及损坏或丧失功能后会危及上述物 项的其他物项，均属于设计中的抗震I类物项。
我公司承担设计的核电站，核岛厂房的构筑物（包括反应 堆厂房、燃料厂房、电气厂房、核辅助厂房、柴油机厂房）， 均属于抗震I类构筑物，按照核电厂最高的抗震设计要求来进行 设计。
间的作用、严重环境条件下的作用、极端环境条件下的作用、 事故工况下的作用、内部飞射物和外部事件的作用等，其中外 部事件主要考虑了龙卷风、飞机撞击、外部爆炸冲击波、极限 安全地震等等。
地震作用效应与核电厂中各种工况下的使用荷载效应进 行最不利的组合，SL-2地震要与设计基准事故（LOCA）组合。
抗震I类构筑物的结构设计，采用目前较为成熟的极限承载 力设计方法。在计算分析中，也保证了在极限安全地震作用下 结构仍然处于弹性阶段的水准，并通过构造措施使构筑物即使 进入塑性变形，仍具有一定的承载能力，也即有一定的设计余 量。
核岛厂房的抗震设计分析
中国核电工程有限公司
2011-3-16
目录 • 1.概述 • 2.法规标准的采用 • 3.设计基准输入的确定 • 4.抗震分析方法 • 5.抗震I类构筑物的设计 • 6.结论
1. 概述
为了保证核电厂的安全性，在我国的核安全导则中，要求 核电厂的设计具有纵深防御的功能，设计中包括了多重的防御屏 障。在核电厂的设计中，地震作为不可忽视的外在因素，得到了 充分的考虑。在设计中，从采用的法规标准，地震输入水平的确 定，计算分析的理论方法以及设计极限的采用方面，都有一套完 整的、经过验证的程序。设计具有成熟的理论基础和经验积累。
运行安全地震的年超越概率为2‰，也即五百年一遇 的地震； 安全停堆地震的年超越概率为0.1‰，即万年一遇的地 震。
地震输入是根据地震部门在各个厂址地震安全性评价报告 中给出的厂址地面运动最大加速度值（SL-2），以及场地相关 谱或适用的标准谱（如RG1.60谱）。目前在核电厂址SL-2地 震动参数的确定中，均采用确定性方法和概率论方法进行评 价，并取两种方法计算的较大值，而且按照法规标准的要求此 值不能小于0.15g。如：秦山地区厂址计算值为0.11g，实际设 计取0.15g或更大（方家山由于翻版M310，核岛设计取 0.2g）；福清厂址计算值为0.19g，核岛实际设计取0.2g。
通常情况下，核岛构筑物的抗震分析采用时程分析法 和反应谱法。当有充分论据能保证安全时也可采用等效静 力计算法。目前已建和在建的电厂均采用时程分析方法， 并考虑结构物与土壤的相互作用。
设计时程采用人工拟合地震加速度时程。人工时程至 少包括相互统计独立的三条时程，分别代表X，Y，Z三个方 向。根据SRP的要求，拟合时程的总持时应足够长，最少 持时为20s，此外还要求强震平稳段持时不低于6s和对功率 谱密度的要求等，以保证所输入的地震具有足够的能量。
6．结论
综上所述，核电厂的设计是以安全作为第一要素的。核电 厂的抗震设计采用了很高的设计标准，从输入的确定，到设计 方法、设计过程，都是严谨的。可以说，我们设计的核岛厂房 在设计基准地震SL-2作用下是安全的，而且有一定的裕量。
谢谢大家！
美国核安全相关构筑物的抗震设计规范 ASCE 4-98等
3．设计基准输入的确定
在抗震I类构筑物的设计中，考虑两个水平的地震作用: • 运行安全地震作用（SL-1） • 极限安全地震作用（SL-2） 在运行安全地震作用下，抗震I类构筑物应能保证核电厂能 够正常运行； 在极限安全地震作用下，抗震I类构筑物应能保证核电厂能 够安全停堆，因此，此地震水平也被称作安全停堆地震 (SSE)。
2．法规标准的采用
我们在抗震I类构筑物的抗震设计中，要遵循以下一系列的 法规、导则和标准：
HAF102 《核动力厂设计安全规定》 HAD101/01 《核电厂厂址选择中的地震问题》 HAD102/02 《核电厂的抗震设计与鉴定》 GB50267-97 《核电厂抗震设计规范》
此外，在上述规范的基础上，还要参考美国相关规范的要求， 如：美国的标准审查大纲 US NRC SRP；
a/g
0.2
0.1
0
-0.1
-0.2
0
5
10
15
20
25
30
35 t/s 40
设计输入时程(水平分量一)
a/g
0.2 0.1
0 -0.1 -0.2
0
5
10
15
20
25303Fra bibliotek t/s 40
设计输入时程(垂直分量)
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在构筑物的抗震分析中，对地基的参数考虑了其参数的不 确定性影响，对地基的弹性模量考虑乘以1.5、除以1.5进行拓 宽，计算出来的反应谱值考虑对上述地基参数的计算结果的包 络。
0.0001
0.001
0.01
0.1
1
频率：HZ
RG1.60标准谱与场地谱（福清）的对比(水平向)
0.01
加速度：g
0.001
rg1.60 2%阻尼 场地谱 2%阻尼 RG1.60 5% 阻 尼场地谱5%阻尼 RG1.60 7%阻尼 场地谱 7%阻尼
0.0001
0.001
0.01
0.1
1
频率：HZ