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核電站安全殼隔震支座剛度研究

文檔作者：賈允蔡友軍文檔來源： 1．哈爾濱工業(yè)大學能源科學與工程學院 2．中國地震局工程力學研究所		點擊數：	更新時間： 2023年04月27日
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賈允：核電站安全殼隔震支座剮度研究 51
DOI：10．13905／j．cnki．dwjz．2015．06．019
核電站安全殼隔震支座剛度研究
賈允 ， 蔡友軍
(1．哈爾濱工業(yè)大學能源科學與工程學院。 哈爾濱150001； 2．中國地震局工程力學研究所， 哈爾濱150080)
【摘要】 自Et本“3．11大地震”誘發(fā)福島核電站事故后，提高核電站的抗震能力成為各方的關注焦點。隔
震技術作為能有效提高結構抗震能力的手段，對于其在核電站結構中的運用工程界充滿期待。文中以某核電安
全殼作為分析對象，利用Midas civil有限元軟件模擬，運用時程分析方法對結構在三向地震動輸入下的響應進行
精細分析。重點分析了隔震支座合理剛度的選擇以及結構在有、無脈沖兩類地震作用下的響應差異，為核電站的
隔震設計提供參考。
【關鍵詞】核安全殼；隔震支座；剛度；地震；時程分析
【中圖分類號】TU352．1 【文獻標識碼】 B 【文章編號】 1001—6864(2015)06—0051—03
0 引言
2011年3月11 Et東Et本大地震引發(fā)的福島核電
站安全嚴重事故之后，國際原子能機構(IAEA)就立即
著手制定安全行動計劃，全球核電國家隨即響應。在
該計劃中，其中一項重要內容就是核電站在地震作用
下的風險控制。作為提高結構抗震能力的重要手段，
隔震技術已經是一種成熟的技術，能有效的減輕地震
作用，在建筑工程、橋梁工程中得到廣泛的運用 。
目前美國、Et本及歐洲等國家進行了大量的研
究 “ ，以便將隔震技術應用于核電工程的建設中。
我過學者孫鋒¨ 、侯鋼領 亦對此領域展開了相關
研究。
文中重點針對有、無脈沖兩類地震探討了如何合
理地設置隔震支座水平向剛度；并在此基礎上通過具
體工程實例對比分析了設置隔震層后安全殼結構對
有、無脈沖兩類地震的響應差異。
1 有限元模型
1．1 基本參數
反應堆廠房采用雙層安全殼結構，內層為鋼制安
全殼，外層是鋼筋混凝土安全殼。這類結構堅固可靠，
增加了安全性，降低了泄漏率。外層安全殼由底板、筒
體墻、穹頂三部分組成，為鋼筋混泥土結構。穹頂為長
軸半徑21．5m、短軸半徑15m的半橢圓面，板厚1m；筒
身高度55m，直徑43m，板厚lm；底板為長軸半徑
21．5m、短軸半徑8m的下凹半橢圓面，板厚1m整個外
層底板與筒身采用C45混凝土現澆而成，穹頂由l6塊
扇形(雙曲拱)預制梁板拼接而成。底板與基礎面之
間設有減震層，高度為0．5m。
1．2 有限元模擬
運用Midas civil有限元軟件模擬安全殼外層結構
以及減震支座。對于穹頂和底板雙曲面模擬采用“化
整為零，以直代曲”的方式實現，每個曲面劃分為72
塊細小三角形板單元和1080塊四邊形板單元；筒身劃
分為360個板單元。底板與基礎面之間布設577個減
震支座構成結構的減震層。結構有限元模型，如圖1
所示。
圖中顯示的經線與緯線交點處即為支座布設的
位置。
支座采用HDR高阻尼減震橡膠支座，結構示意圖
如圖2所示。減震支座的基本參數：軸向剛度k =
434000kN／m；阻尼為10％ ，屈服強度15kN。支座只考
慮水平兩個方向的耗能，本構模型為滯后系統。本構
關系如式1及圖3所示。
圖1結構有限元模型及支座布置示意圖
rf=r·K·d+(1一r)F ·z
JI ，． ． ．(1)
= {1一l；l [&amp;amp;·Singn(d·。)+盧]}d‘‘
J’y
式中，彈性剛度k為彈簧屈服前的初期剛度；屈服
強度F 為彈簧的屈服強度；屈服后剛度與彈性剛度之
比r為屈服后的切線剛度與初期彈性剛度之比；文中
取r=0；屈服指數s為決定屈服位置曲線形狀的參數；
文中取s：2；滯后循環(huán)參數( ，／3)為決定恢復力曲線
形狀的參數；文中取 =0．5， =0．5。
2 支座剛度影響分析
時程分析中選用對兩類地震動記錄作為輸入進
行結構地震響應分析，即有、無近場脈沖的兩類記錄。

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