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2018年5月24-26日,由上海大学、上海核工程研究设计院有限公司联合主办的核电厂隔震结构技术高端研讨会在上海大学成功举办。本届论坛聚焦强地震作用下核电厂安全性的背景下,围绕核电厂减隔震技术、先进试验及分析技术、核电厂结构场地选址等议题进行研讨。上海大学校党委副书记徐旭教授,全国工程勘察设计大师夏祖讽,日本东京都立大学名誉教授西川孝夫,国家生态环境部核与辐射安全中心厂址与土建部主任潘蓉研究员,上海核工程研究设计院结构所所长李韶平教授级高工,日本藤田技术中心冯德民主席研究员,上海市核电办公室朱军民处长,上海大学创新管理部副部长施鹰教授,土木工程系党委书记、系主任杨骁教授,系副主任张孟喜教授,以及中核集团、中广核集团、国家地震局工力所和其他科研院所及我校相关人员共60余名代表参与本次论坛。会议由上海大学-上海核工程研究设计院有限公司核电站隔震减震技术研究中心主任刘文光教授主持。
论坛上,国内外代表以核电安全形势、减隔震技术、工程应用等问题进行学术交流。上海核工院夏祖讽大师对新型核电厂在强地震作用下的隔震技术进行了系统的阐述,日本东京都立大学西川孝夫教授介绍日本核电抗震基本情况、新潟及311地震中核电站破坏情况、核电厂在地震强震记录情况;潘蓉研究员介绍了核电厂模拟地震作用的混合控制试验,与会的其他嘉宾也介绍了当前核电厂地震安全性能相关的研究学术报告。在嘉宾的单独学术报告之后,刘文光教授主持了与会嘉宾的自由讨论环节,专家就核电厂结构减震的经济性、核电厂结构抗震新技术及先进试验等问题展开热烈讨论。 2100433B
上海大学校党委副书记徐旭欢迎致辞中介绍了上海大学的基本概况和历史沿革,并代表上海大学向论坛的举办表示祝贺,对国内外代表的到来表示欢迎,并指出在上海建设一个世界先进水平、具有全球影响力的先进核能全产业链国家级创新平台和国家级先进核能创新中心、推动先进核能技术成为中国高端能源出口的新名片的背景下,此次会议的召开具有重大意义。
核电站是怎样发电的呢?简而言之,它是以核反应堆来代替火电站的锅炉,以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量,来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机,推动汽轮发电机发电。一般说来,核电站...
本核电厂址位于广东省惠州市惠东县黄埠镇境内,西北岸的太平岭一带,西北距惠州市区约76km,距惠东县城约43km,距黄埠镇约6.7km。惠州项目厂址规划容量为六台百万千瓦级核电机组,拟采用AP1000技...
结构大致一样,只不过核电厂的一回路系统有放射性,需要隔离,一路系统的热量传给二路系统把水加热成蒸汽冲击汽轮机做功,这样比火电厂多了一个过程,因此冲击汽轮机的蒸汽参数较低,汽轮机的转速比火电的低了一半。...
国家标准《核电厂混凝土结构技术标准》统稿评审会召开
<正>11月21日至25日,由中广核工程有限公司主持编写的国家标准《核电厂混凝土结构技术标准》统稿评审会在广西柳州召开。本标准填补将我国核电厂混凝土结构标准体系的空白,具有重大的历史意义和工程价值。近年来,随着我国核电建设的深入和\"走出去\"步伐的加快,核电工程建设相关规范标准体系有待进一步更新和完善。其中,核安全相关混凝土的设计、施工及验收的国家标准《核电厂混凝土结构技术标准》便是重要的组成部分。
核电厂安全壳隔震减振分析
为有效减小地震灾害对核电厂安全壳的影响,基于安全壳的动力特性,从隔震技术原理出发,分析安全壳采用隔震技术的可行性。以某核电厂为对象,对比分析了隔震技术对安全壳的减震效果,并应用优化技术进行了隔震设计。结果表明,采用隔震技术可显著提高安全壳的抗震性能。
本项目以采用基底隔震提高核电厂的抗震性能为总体目标,研究考虑土-结构相互作用(SSI)效应时核电厂隔震结构、系统和部件(SSC)的地震响应及控制方法,内容有:比较核电厂隔震结构多质点体系模型与精细三维模型在反应SSC地震响应方面的不同,探索核电厂隔震结构分析模型的建立方法;建立适用于核电厂隔震结构非线性SSI分析的数值方法,研究SSI对核电厂SSC(包括设备和管线系统)地震响应的影响;进行土与核电厂隔震结构相互作用体系振动台模型试验,研究软土、中硬土和刚性地基上核电厂隔震结构的地震反应特性和隔震效果;研究隔震体系的特征参数与SSC地震响应之间的联系,寻求通过调整隔震体系的特征参数来控制SSC地震响应的方法,特别是控制竖向响应的方法。以上研究为核电能源安全提供重要的技术支撑,提升我国在核电厂抗震研究这一领域的自主创新能力,并有助于按照全球最高安全要求新建核电项目这一政策的实施。
现阶段我国大力发展核能,但基底隔震技术在核电领域应用较少。本项目以采用基底隔震提高核电厂的抗震性能为总体目标,研究了考虑土-结构相互作用(SSI)效应时核电厂隔震结构、系统和部件(SSC)的地震响应及控制方法,为我国核电结构采用隔震技术和选址等提供技术及数据支撑,提升我国在核电厂抗震研究领域的自主创新能力,并有助于“按照全球最高安全要求新建核电项目”政策的实施。首先,以第三代核反应堆AP1000核电厂结构为原型建立了精细三维模型和多质点体系模型,两种模型在三向地震作用下SSC地震响应存在一定的差异。其次,对核电结构采用时域和频域分析的计算结果进行了对比,提出了适用于核电厂隔震结构非线性SSI 分析的频域和时域方法,并建立核电模型进行结构分析,发现SSI效应对上部结构水平楼层加速度反应谱有明显影响。改变土层剪切波速研究了土层特性对采用铅芯橡胶支座的核电厂隔震结构影响。然后,按1:40比例制作AP1000模型进行了考虑相互作用效应的核电厂隔震结构振动台试验,分别从单向与三向地震激励、土性地基与刚性地基、隔震与非隔震等角度对核电厂隔震结构的地震响应特性进行了分析,研究了水平与竖向响应的耦合效应、SSI效应对隔震结构地震响应的影响以及SSI效应对支座隔震效果的影响等。最后,对比分析了隔震支座滞回特性优化的方法。建立核电厂数值模型,通过改初始刚度、屈服刚度以及屈服力研究了变隔震体系的特征参数对核电厂结构、系统和部件(SSC)的地震响应的影响,得到了AP1000隔震结构的性能空间曲线用于指导隔震设计,以及提出了竖向响应的控制方法和隔震区与非隔震区连接管线的安全性控制策略。 2100433B
本项目研究了核电厂隔震支座和新型隔震体系的相关理论和试验等研究,具体研究内容和工作成果包括:①针对核电厂隔震结构地震动频谱特性,从美国太平洋地震工程中心PEER/NGA地震波数据库、美国工程强震记录数据中心及日本防灾科学技术研究所选取了远源长周期地震波,比较了中国、日本、美国、欧洲规范给出的阻尼系数与长周期地震动作用下的阻尼系数计算结果,提出了核电隔震结构地震动波谱法选波方法。②针对核电结构隔震设计目标,分别采用ANSYS和SAP2000软件建立了隔震单质点模型并且采用了4组三向地震波进行了非线性时程分析;采用ANSYS软件建立了AP1000核电结构隔震群支座杆模型,并且考虑了支座竖向拉压刚度不等及支座水平向大变化刚度硬化效应,更加真实的模拟了隔震层滞回曲线和上部结构响应。③针对LRB600支座进行了基本及极限力学性能试验,系统研究了支座的各项力学性能,根据LRB600支座的理论研究,给出了符合隔震要求的LRB1100和LRB1200支座参数,然后分别进行LRB1100和LRB1200支座基本及极限力学性能试验研究,重点研究支座的水平刚度、屈服力及竖向刚度基本力学性能、支座力学性能的水平剪应变相关性以及水平极限剪切性能。④在铅芯橡胶支座双线性模型的基础上,提出了一种基于屈服刚度和屈服力的硬化模型,该模型考虑了支座硬化后的刚度退化现象以及压应力对于卸载曲线的影响,将该模型与试验结果进行对比,对比结果表明两者吻合良好;采用数值分析对铅芯橡胶支座进行时程计算,并对核电厂隔震结构在不同等级地震波下铅芯橡胶支座的力学性能进行了评价。⑤以原型结构为AP1000核电厂隔震结构模型进行了拟动力试验,来验证隔震支座及结构抗震性能;通过拟动力试验研究了结构在中震和大震下的地震响应以及破坏模式,试验结果表明设计的橡胶隔震支座可以满足核电站隔震需求。⑥针对核电厂隔震结构进行了单向地震模拟大型振动台试验研究,初步了解核电厂隔震结构在地震作用下的动力响应;在以上试验基础上,对核电厂隔震结构进行了三向地震模拟大型振动台试验研究,测定了核电厂结构模型的动力特性、不同位置的加速度反应、隔震层的位移和支座受力;将试验结果和理论计算结果进行对比分析,综合分析判断结构的总体抗震性能。 2100433B