地震反应谱在英国核电站抗震设计中的应用

本文介绍了国际原子能机构(iaea)的tecdoc—1347推荐使用的适用于不同地震烈度、不同场地类型的设计地震反应谱。通过与rg1.60及《建筑抗震设计规范》(gb50011—2010)中的设计反应谱进行对比分析,总结了tecdoc—1347推荐的研究堆设计反应谱的特点。

薄壁桥墩地震反应谱分析——结合工程实例．应用有限元软件ansys，在分析薄壁桥墩自振特性的基础上，对其进行了地震反应谱分析。给出了计算原理、计算模型、计算过程和计算结果，探讨了薄壁桥墩自振特性的特点，通过对二维地震动输入下墩顶和墩底位移计算结果的...

对某核电站工程中的单托臂电缆敷设通道及桥架结构,运用ansys软件建立了三维有限元模型,对其进行模态参数分析并在地震荷载作用下进行了加速度反应谱分析,研究结果表明,该电缆桥架结构在地震荷载下强度是安全的,该方法和结论还可推广到其他类型桥架的动态特性分析。

本文对asmenog-1-2010和gb/t3811-2008关于起重机结构抗震设计内容进行了介绍,详细分析了不同标准对于起重机结构抗震计算在载荷组合、应力限值的区别,有益于我国核电站起重机结构抗震设计标准体系的完善。

本文对asmenog-1-2010和gb/t3811-2008关于起重机结构抗震设计内容进行了介绍,详细分析了不同标准对于起重机结构抗震计算在载荷组合、应力限值的区别,有益于我国核电站起重机结构抗震设计标准体系的完善。

本文对环境学中举世瞩目的核电站核废物处置场选址的地震地质问题进行了讨论,并结合我国的具体情况,阐述了选址中应注意研究的稳定地块、地震活动、地质建造、岩体结构、活动断层、诱发地震等6个方面的问题,并提出了初步意见。

【文章编号】１００７－９４６７（２００８）０１－００２０－０４ 钢框架加层整体结构的地震 反应谱分析 ■丁浩然，王清远（四川大学建筑与环境学院，成都６１００６５） 【摘要】应用ａｎｓｙｓ软件对其加层前后进行整体抗震分 析，利用振型分解反应谱法并考虑结构阻尼比的变化，分析 加层前后结构自振周期、主要阶振型、各内力及位移反应的 变化。 【关键词】钢筋混凝土框架；钢框架；振型分解反应谱法； ａｎｓｙｓ软件 【中图分类号】ｔｕ３９２．３１；ｔｕ９７３．３１【文献标识码】ａ １引言 随着城镇经济建设的发展，城市用房紧张日趋 明显，旧房加层改造有着一定的应用前景。特别是 上世纪８０年代前所建房屋大多数为低层或多层建 筑，许多建筑的使用功能及建筑面积已不能满足现 状要求，因此可将这些房屋进行加层改造，并且进 行必要的抗震加固和减

上部结构、基础与地基为一整体结构系统,在水平地震作用下考虑这一系统中三者共同作用的相互影响可以做到对结构的准确分析。利用结构有限元分析软件ansys对上部框架结构、桩筏基础及软土地基进行整体建模,并对其进行地震反应谱分析,以分析共同作用下框架结构的抗震性能,并与不考虑共同作用的计算结果进行对比。提出了对结构设计的合理建议,可供工程设计参考。

分析岭澳核电站二期反应堆核测量各相关系统的主要特点,阐述核仪表系统(rpn)、堆芯中子注量率测量系统(ric)、冷却剂丧失事故(loca)监测系统(lss)与数字化仪表控制系统(dcs)的功能划分和接口设计方案。岭澳核电站二期设计方案针对rpn、ric、lss不同的功能需求和特点,有效地利用数字化仪表控制平台的优势,灵活采用3种与dcs的功能分配和接口划分方案,更好地实现了故障诊断和逻辑功能处理。

岭澳核电站 班级:土木三班姓名:陈林杰学号:20129650319籍贯：衡阳 摘要： 岭澳核电站是1994年2月大亚湾核电站第一台机组胜利投产时，国务院决 定兴建的广东第二座大型商用核电站。岭澳核电站规划建设4台百万千瓦级压水 堆发电机组。首期建设2台，采用大亚湾核电站技术翻版加改进方案。在建设中 加大了自主化和国产化力度，实现了建安施工自主化，主承包商全部由中方单位 承担。主要介绍该核电站的基本概况、项目简介、建设成就、运行状况、运行业 绩、工程特色、工程进展、投入商业运行以及事故信息和核电站大事记。 岭澳一期 岭澳核电站一期是中国广核集团按照国务院确定的“以核养核，滚动发展” 方针，继大亚湾核电站投产后，在广东地区兴建的第二座大型商用核电站。由岭 澳核电有限公司建设与经营。中国核工业集团公司占股比45%。 岭澳核电站 岭澳核电站一期拥

大亚湾核电站 大亚湾核电站位于中国广东省深圳市龙岗区大鹏半岛，是中国大陆建成 的第二座核电站，也是大陆首座使用国外技术和资金建设的核电站。 1994年投入商业运行，大亚湾核电站是中国第一座大型商用核电站。此 后，在大亚湾核电站之侧又建设了岭澳核电站，两者共同组成一个大型 核电基地。 简要介绍 　　大亚湾核电站是中国第一座大型商用核电站，坐落在深圳市的东 部，离香港直线距离45公里，中国最大的中外合资企业。大亚湾核电 站位于：北纬22°36′02.70″，东经114°32′57.75″。 　　座落在广东省深圳市龙岗区的大亚湾核电基地，是中国目前在运 行核电装机容量最大的核电基地。拥有大亚湾核电站、岭澳核电站一 期两座核电站共四台百万千瓦级压水堆核电机组，年发电能力近300 亿千瓦时。其中，大亚湾核电站所生产的电力70%输往香港，约占香 港社会用电总量的四分之一，30%输往南方电网

楔形绕丝滤网在核电站中的应用

在我国核电站的高速发展阶段,核电设备可靠安全不容忽视,如何保证核设备的安全则成为重中之重。核电站在服役期间,定期对相关部件进行在役检查,涡流检测作为无损检测方法之一,发挥着其不可替代的作用。本文从涡流检测在蒸汽发生器传热管、反应堆螺栓/螺母、冷凝器钛管等方面,描述了涡流检测在核电厂中的应用。

日前，由中国通建浙江火电承建的我国首座国产核电站——方家山核电1号百万机组启动给水泵就位，

pushover分析在核电常规岛抗震设计中的应用——鉴于核安全的重要性，核电工程结构设计中对常规岛主厂房的抗震设计要求较高。介绍在常规岛主厂房抗震设计中采用pushover方法所作的结构极限安全地震作用下弹塑性变形分析，结果表明结构构件均未达到其极限承载力，...

核电站常规岛主厂房结构布置受限于工艺流程,含较多的错层、跃层,使结构的刚度与质量分布严重不均匀,往往超过了规范的适用条件,地震期间若出现功能中断或设备受损都将造成巨大的损失。基于性能的抗震设计应用于主厂房结构的抗震设计与评估中,在承载力和变形能力两个方面量化其抗震水平,确保主厂房的抗震能力满足预期设防目标。承载力依据现行抗震规范设计,变形能力的评估细化到构件的层次进行,在此基础上选取了5条地震波记录对典型常规岛主厂房结构进行弹塑性分析。结果表明:核电站常规岛主厂房结构能够在地震作用下保持不倒塌,结构具有较大冗余度,能保证核岛安全。

第15卷第1期 1994年1月 华侨大学学报(自然科学版) journalofhuaqiaouniversity(naturalscience) vo】．15no，1 jan．1994 矶头水电蜡大坝的地震反应分析 一7施景勋林建华 (华侨大学土木工程暮泉州~42a11) 摘要采用坝一水一地基系统动力耦合的边界单元法，计算在基底地震加速度情况下的矶头水电站 大坝的地震反应．对坝体系统的动力特性、埙面动水压力、坝顶动力放大系数进行分析和计算-井 对大坝的动力稳定性进行校核． 关键词苎堕·重-望墨垂堡：地基 分类号tv698．13 7k吨站 福建省虽然水力资源丰富并建有许多大、中型水力发电站，但却属于多地震地区，因而 水坝的结构抗震问题特别突出．许多水库和大坝于60~70年代建成

为了在设计和安装中将离心泵的地震最不利方向避开地震频发的方向,本文将离心泵简化成有限元力学模型,采用有限元法对离心泵进行模态分析,计算出固有频率和振型。采用反应谱法进行分析,地震谱从不同方向进行输入,得到各个节点随地震谱输入方向的改变而变化的位移和载荷。通过分析数据结果,建议将该模型的45~75度方向设在频繁发生地震的方向上,以避免发生最大振动。

本文针对核电站施工特点以及施工过程中的实际需求,从技术手段上分析了vr技术与信息管理系统的数据融合,提出了构建核电站厂房实景系统的方案,结合vr技术与信息管理系统的优点,以实现核电站厂房施工过程的可视化管理,对核电站的施工管理进行了积极探索。

工程技术engineering&technology 252军民两用技术与产品2016·11（下） 核电站是一种大型的发电系统，利用可裂变或可融合的重金属 原料的燃烧，在一定的条件下产生核分裂或核融合的反应，从而释 放出大量的电能。它大致可以分为三个部分：一是生产蒸汽的核岛（又 称反应堆系统），它利用的是原子核裂变的一系列反应产生蒸汽；二 是可以发电的蒸汽动力系统，俗称常规岛，它的原理是利用核岛产 生蒸汽进行发电，从而产生电能；三是电厂配套设施，将常规岛产 生的电能经过冷却剂处理转化，最终由发电机进行发电。目前，全 世界已经有近五百座大型核电站，而核泄露的事件也时有发生，给 人民的健康安全和国家的经济财产都带来了无可估量的损失。所以， 了解核反应堆的种类，运行原理及建设结构，可以从根本上完善核 电站的安全系统，预防核泄露事件的发生 [1

针对田湾核电站反应堆压力容器材料构件的应力强度因子参数,分别采用了俄罗斯制定的пнаэг-7-002-86方法和笔者提出的计算方法进行了计算分析与比较论证.获得了如下结论:对于相同的试验工况,提出的应力强度因子计算方法与俄罗斯пнаэг-7-002-86计算方法相当,比其数值略大.这是由于考虑了裂纹尖端的塑性变形特性,从影响裂纹尖端物理场的角度提出了应力强度因子的计算方法,从而导致此计算方法更为保守安全.

反应堆压力容器是核电站核心部件,文章根据cpr1000核电机组役前/在役检查工作经验,介绍反应堆压力容器射线检验技术,为以后核电站役前/在役检查提供技术依据。