2018核電廠隔震結構技術高端研討會

2018年5月24－26日，由上海大學、上海核工程研究設計院有限公司聯(lián)合主辦的核電廠隔震結構技術高端研討會在上海大學成功舉辦。本屆論壇聚焦強地震作用下核電廠安全性的背景下，圍繞核電廠減隔震技術、先進試驗及分析技術、核電廠結構場地選址等議題進行研討。上海大學校黨委副書記徐旭教授，全國工程勘察設計大師夏祖諷，日本東京都立大學名譽教授西川孝夫，國家生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心廠址與土建部主任潘蓉研究員，上海核工程研究設計院結構所所長李韶平教授級高工，日本藤田技術中心馮德民主席研究員，上海市核電辦公室朱軍民處長，上海大學創(chuàng)新管理部副部長施鷹教授，土木工程系黨委書記、系主任楊驍教授，系副主任張孟喜教授，以及中核集團、中廣核集團、國家地震局工力所和其他科研院所及我校相關人員共60余名代表參與本次論壇。會議由上海大學-上海核工程研究設計院有限公司核電站隔震減震技術研究中心主任劉文光教授主持。

論壇上，國內(nèi)外代表以核電安全形勢、減隔震技術、工程應用等問題進行學術交流。上海核工院夏祖諷大師對新型核電廠在強地震作用下的隔震技術進行了系統(tǒng)的闡述，日本東京都立大學西川孝夫教授介紹日本核電抗震基本情況、新潟及311地震中核電站破壞情況、核電廠在地震強震記錄情況；潘蓉研究員介紹了核電廠模擬地震作用的混合控制試驗，與會的其他嘉賓也介紹了當前核電廠地震安全性能相關的研究學術報告。在嘉賓的單獨學術報告之后，劉文光教授主持了與會嘉賓的自由討論環(huán)節(jié)，專家就核電廠結構減震的經(jīng)濟性、核電廠結構抗震新技術及先進試驗等問題展開熱烈討論。 2100433B

上海大學校黨委副書記徐旭歡迎致辭中介紹了上海大學的基本概況和歷史沿革，并代表上海大學向論壇的舉辦表示祝賀，對國內(nèi)外代表的到來表示歡迎，并指出在上海建設一個世界先進水平、具有全球影響力的先進核能全產(chǎn)業(yè)鏈國家級創(chuàng)新平臺和國家級先進核能創(chuàng)新中心、推動先進核能技術成為中國高端能源出口的新名片的背景下，此次會議的召開具有重大意義。

本項目以采用基底隔震提高核電廠的抗震性能為總體目標，研究考慮土-結構相互作用（SSI）效應時核電廠隔震結構、系統(tǒng)和部件（SSC）的地震響應及控制方法，內(nèi)容有：比較核電廠隔震結構多質(zhì)點體系模型與精細三維模型在反應SSC地震響應方面的不同，探索核電廠隔震結構分析模型的建立方法；建立適用于核電廠隔震結構非線性SSI分析的數(shù)值方法，研究SSI對核電廠SSC（包括設備和管線系統(tǒng)）地震響應的影響；進行土與核電廠隔震結構相互作用體系振動臺模型試驗，研究軟土、中硬土和剛性地基上核電廠隔震結構的地震反應特性和隔震效果；研究隔震體系的特征參數(shù)與SSC地震響應之間的聯(lián)系，尋求通過調(diào)整隔震體系的特征參數(shù)來控制SSC地震響應的方法，特別是控制豎向響應的方法。以上研究為核電能源安全提供重要的技術支撐，提升我國在核電廠抗震研究這一領域的自主創(chuàng)新能力，并有助于按照全球最高安全要求新建核電項目這一政策的實施。

現(xiàn)階段我國大力發(fā)展核能，但基底隔震技術在核電領域應用較少。本項目以采用基底隔震提高核電廠的抗震性能為總體目標，研究了考慮土-結構相互作用（SSI）效應時核電廠隔震結構、系統(tǒng)和部件（SSC）的地震響應及控制方法，為我國核電結構采用隔震技術和選址等提供技術及數(shù)據(jù)支撐，提升我國在核電廠抗震研究領域的自主創(chuàng)新能力，并有助于“按照全球最高安全要求新建核電項目”政策的實施。首先，以第三代核反應堆AP1000核電廠結構為原型建立了精細三維模型和多質(zhì)點體系模型，兩種模型在三向地震作用下SSC地震響應存在一定的差異。其次，對核電結構采用時域和頻域分析的計算結果進行了對比，提出了適用于核電廠隔震結構非線性SSI 分析的頻域和時域方法，并建立核電模型進行結構分析，發(fā)現(xiàn)SSI效應對上部結構水平樓層加速度反應譜有明顯影響。改變土層剪切波速研究了土層特性對采用鉛芯橡膠支座的核電廠隔震結構影響。然后，按1：40比例制作AP1000模型進行了考慮相互作用效應的核電廠隔震結構振動臺試驗，分別從單向與三向地震激勵、土性地基與剛性地基、隔震與非隔震等角度對核電廠隔震結構的地震響應特性進行了分析，研究了水平與豎向響應的耦合效應、SSI效應對隔震結構地震響應的影響以及SSI效應對支座隔震效果的影響等。最后，對比分析了隔震支座滯回特性優(yōu)化的方法。建立核電廠數(shù)值模型，通過改初始剛度、屈服剛度以及屈服力研究了變隔震體系的特征參數(shù)對核電廠結構、系統(tǒng)和部件（SSC）的地震響應的影響，得到了AP1000隔震結構的性能空間曲線用于指導隔震設計，以及提出了豎向響應的控制方法和隔震區(qū)與非隔震區(qū)連接管線的安全性控制策略。 2100433B

本項目研究了核電廠隔震支座和新型隔震體系的相關理論和試驗等研究，具體研究內(nèi)容和工作成果包括：①針對核電廠隔震結構地震動頻譜特性，從美國太平洋地震工程中心PEER/NGA地震波數(shù)據(jù)庫、美國工程強震記錄數(shù)據(jù)中心及日本防災科學技術研究所選取了遠源長周期地震波，比較了中國、日本、美國、歐洲規(guī)范給出的阻尼系數(shù)與長周期地震動作用下的阻尼系數(shù)計算結果，提出了核電隔震結構地震動波譜法選波方法。②針對核電結構隔震設計目標，分別采用ANSYS和SAP2000軟件建立了隔震單質(zhì)點模型并且采用了4組三向地震波進行了非線性時程分析；采用ANSYS軟件建立了AP1000核電結構隔震群支座桿模型，并且考慮了支座豎向拉壓剛度不等及支座水平向大變化剛度硬化效應，更加真實的模擬了隔震層滯回曲線和上部結構響應。③針對LRB600支座進行了基本及極限力學性能試驗，系統(tǒng)研究了支座的各項力學性能，根據(jù)LRB600支座的理論研究，給出了符合隔震要求的LRB1100和LRB1200支座參數(shù)，然后分別進行LRB1100和LRB1200支座基本及極限力學性能試驗研究，重點研究支座的水平剛度、屈服力及豎向剛度基本力學性能、支座力學性能的水平剪應變相關性以及水平極限剪切性能。④在鉛芯橡膠支座雙線性模型的基礎上，提出了一種基于屈服剛度和屈服力的硬化模型，該模型考慮了支座硬化后的剛度退化現(xiàn)象以及壓應力對于卸載曲線的影響，將該模型與試驗結果進行對比，對比結果表明兩者吻合良好；采用數(shù)值分析對鉛芯橡膠支座進行時程計算，并對核電廠隔震結構在不同等級地震波下鉛芯橡膠支座的力學性能進行了評價。⑤以原型結構為AP1000核電廠隔震結構模型進行了擬動力試驗，來驗證隔震支座及結構抗震性能；通過擬動力試驗研究了結構在中震和大震下的地震響應以及破壞模式，試驗結果表明設計的橡膠隔震支座可以滿足核電站隔震需求。⑥針對核電廠隔震結構進行了單向地震模擬大型振動臺試驗研究，初步了解核電廠隔震結構在地震作用下的動力響應；在以上試驗基礎上，對核電廠隔震結構進行了三向地震模擬大型振動臺試驗研究，測定了核電廠結構模型的動力特性、不同位置的加速度反應、隔震層的位移和支座受力；將試驗結果和理論計算結果進行對比分析，綜合分析判斷結構的總體抗震性能。 2100433B