搜索结果: 1-15 共查到“核科学技术 地震”相关记录18条 . 查询时间(0.382 秒)
核电厂厂址地震适应性评价是核电工程安全审评的重要内容。我国已建和在建的核电厂大多位于坚实和稳定的沿海基岩场地，随着核电工程建设发展，沿海基岩场地逐渐成为稀缺资源，核电厂选址不可避免面临非基岩场地。随着核电“走出去”战略的实施，海外核电项目也面临此类问题。地震是影响核电工程安全的主要外部威胁，探究非基岩场地上核工程结构的地震安全问题已是必须解决的问题。目前国内外对于非基岩场地对核岛结构地震安全性影响...
地震概率风险评估可分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数实现。本文推导了地震风险解析函数，分析了地震风险解析函数蕴含的两个基本假设和两个近似，分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数计算了我国某核电厂安全壳地震风险。结果表明：采用幂指数函数近似地震危险性极值Ⅱ型分布对风险结果无影响；对于算例厂址，地震风险解析函数中KH和kⅠ为常数的近似会高估核电厂安全壳面临的地震风险；我国核电厂安全壳结构地震风险较...
高频地震激励对核级阀门危害性分析
阀门 抗震鉴定 地震模拟试验 高频激励
2021/1/22
利用试验和修正后的集中质量有限元模型预测安装在管道中阀门在不同频率成分地震激励下的响应，研究高频地震激励对管道中质量较大核级阀门的危害性。研究结果表明：高频地震激励对核级阀门的危害在于使阀门以其自身固有振型发生共振，此时阀门顶部取代阀门与管道连接位置成为阀门中响应最大的位置，这会导致安装于阀门顶端的驱动机构遭受苛刻的地震工况。增加管道阻尼和阀门刚度能有效降低高频激励对阀门的危害，但增加阀门刚度会导...
本文研究了以地震响应与地震激励的比值和管道振动控制方程误差为目标特征值时，利用地震响应反演管道中结构参数的可行性与差异。推导了两种方法可通用的迭代数学模型，利用地震响应反演某管道有限元模型中的结构参数。结果表明：合适条件下二者反演结果具有类似的精度，但基于地震响应与地震激励比值的方法具有更高的鲁棒性，适合使用位移响应；基于振动控制方程误差的方法对反演参数初始估计的依赖性更低，适合使用加速度响应。
中国地震局工程力学研究所主持修编国家标准《核电厂抗震设计标准》（GB 50267-2019）于2020年6月1日实施。
堆芯补水箱地震易损性分析
堆芯补水箱 地震 易损性 敏感性
2020/2/26
本文采用有限元软件ANSYS建立AP1000核电站堆芯补水箱（CMT）三维有限元模型，通过模态分析获得其结构特征，采用时程分析法较为真实地模拟CMT地震下响应。通过地震易损性数学模型，对CMT的各项易损性参数进行分析，获得了其抗震能力中值Am、随机性标准差βR以及不确定性标准差βU，计算出其高置信度低失效概率（HCLPF）值。结果表明：CMT的HCLPF值明显高于设计安全停堆地震强度0.3g，说明...
中外专家羊城探讨核电站地震安全
核电站 地震安全 战略方针 防震科学
2012/11/26
2012年11月22日，由中国工程院主办的“国际工程科技发展战略高端论坛——核电站地震安全”在广州举行。国内外近百名从事核电站和防震减灾工程研究的专家齐聚羊城，探讨如何构建地震（海啸）中安全的核电站。中国工程院原副院长杜祥琬致辞时谈到，希望通过本次论坛，各国专家可为国家科学制定核电发展规划和地震安全的长期战略方针提供咨询建议，并促进地震（海啸）中核电站安全保护理论和技术的进步与发展。
核电站主泵机组地震响应谱分析及应力评定
核主泵 地震响应 有限元 结构分析
2011/8/22
用三维实体建模软件Inventor建立某核电站主泵的三维实体模型。对模型进行简化，灵活运用ANSYS的单元属性和接触功能，建立有限元动力学模型。通过模态分析，得出前13阶固有频率。在此基础上，用SRSS振型组合法分析多地震谱、多角度下核主泵的地震谱响应，得到了相应的应力和位移响应。对主泵进行静力学分析，将地震动应力与静应力相叠加，分析不同工况下主泵机组的应力值。按ASME规范进行校核，结果表明：应...
核设施的设计地震反应谱
核设施 超越概率 保守性
2009/5/19
通过将IAEA技术文件TECDOC1347推荐的核设施标准设计反应谱与RG1.60标准设计反应谱及GB50011—2001规范中推荐的设计反应谱进行对比，分析说明各设计反应谱的特点。本文分析结果为核设施设计中适当选择设计反应谱提供参考。
反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究
反应堆冷却剂系统 非线性 地震分析
2009/5/19
通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素，提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析，该方法能够避免阻尼比选取存在的问题，同时又考虑了非线性因素。
先进轻水反应堆核电厂取消运行基准地震的原因和措施
先进轻水反应堆 取消运行基准地震 抗震设计
2009/5/15
在先进轻水反应堆业主文件(ALWR-URD)中提出对核电厂抗震设计取消运行基准地震(OBE)的要求，其观点是没有必要执行OBE和SSE两套完整的抗震分析方法。美国核管理委员会(NRC)有关部门也讨论了从安全停堆地震(SSE)如何消除OBE影响的问题，认为OBE不应当控制安全系统的设计，并根据过去核电厂抗震设计研究与经验编制了相应的备忘录，于1993年得到NRC批准。本文根据该备忘录内容整理了两大...
支承间隙对辅助管道地震分析的影响
辅助管道 地震分析 支承间隙
2009/5/13
在对核电站辅助管道进行地震应力分析时，通常忽略管道与支承间的间隙，但对于非固定约束的支承，管道与支承间的间隙是客观存在的。通过对大亚湾核电站PTR335-3/4″管道在地震载荷下，考虑支承间隙和不考虑支承间隙时的计算结果进行对比分析，研究了支承间隙对辅助管道地震应力的影响。结果表明，在地震载荷下，支承间隙对管道的应力分布、极大值的位置及大小均有较大影响，因此，在对辅助管道进行地震应力分析时，应充...
与流体晃动相耦合的快堆主容器地震响应的数值模拟
ADINA 流固耦合 共振响应
2009/5/11
快堆的主容器内存在着自由表面流体，当发生长周期地震时，该流体的晃动会冲击到容器壁，对反应堆造成威胁。本文采用ADINA软件建立快堆主容器的三维有限元模型，模拟了正弦三波激励下液面晃动对容器壁的冲击现象，得到的冲击压力为容器结构完整性分析提供了载荷，验证了运用ADINA软件对自由表面流动进行分析的可行性以及在处理流固耦合问题上的优越性。
核电站地震概率风险评价
地震概率 核电站
2009/1/4
一、引言 在地震多发地区建核电站必须考虑两个问题,构筑物抗震能力和电站各系统的抗震能力。在进行如此复杂而庞大的核电站的上述抗震能力的分析时,通常是通过两个途径来进行:一条是所谓的确定论的途径,根据地震部门提供的地震资料确定运行基准地震