国家科技重大专项(2011ZX06002-010)
- 作品数：41 被引量：170H指数：6
- 相关作者：张春明李小军贺秋梅孙微靖剑平更多>>
- 相关机构：中华人民共和国环境保护部中国地震局地球物理研究所中国原子能科学研究院更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项国家自然科学基金中央级公益性科研院所基本科研业务费专项更多>>
- 相关领域：核科学技术建筑科学天文地球理学更多>>
- 基于小波函数的地震动反应谱拟合方法被引量：32
- 2014年
- 提出一种改进的基于小波函数的地震动反应谱拟合方法,该方法通过调整给定地震动加速度时程,使其反应谱以一定精度拟合目标谱。首先,构造一种用于校正的增量加速度小波函数,该函数具有两个特点:①在反应谱的某个固定控制周期点处,对该函数进行时移和线性调幅处理后,将其叠加在初始地震动时程上,所得地震动时程在该控制周期点处的反应谱值与目标值精确相等;②由该函数积分得到的增量速度和增量位移曲线不出现基线漂移,从而保证将其叠加在初始地震动上不会产生附加的基线漂移。其次,基于该小波函数,提出迭代调整方法,以消除反应谱不同控制周期点之间的耦合效应,实现对整个目标谱的拟合。数值算例表明,该方法合成的地震动时程不仅能够以较高的精度拟合目标谱,而且能够保留初始天然地震动的基本特征,从而能够确保结构地震反应分析结果的合理性与可靠性。此外,该方法具有较快的收敛速度,能够通过有限几步迭代调整实现较高的拟合精度。
- 张郁山赵凤新
- 关键词：抗震设计结构地震反应反应谱时程分析地震动合成
- 中国核电工程场地设计地震动参数确定相关问题被引量：6
- 2013年
- 基于中国核电工程选址和建设的实际工作,探讨了核电工程场地设计地震动参数确定几个环节中的关键问题,包括不同地震危险性分析方法的采用、地震动衰减关系的选取和设计地震动参数的综合取值等。分析了地震动衰减关系不确定性和弥散地震衰减关系等问题处理方式的变迁,比较分析了地震危险性分析确定性方法中构造地震、弥散地震的计算结果和概率方法计算结果的差异及对设计地震动参数确定的控制作用。研究表明:a.综合考虑地震危险性分析的确定性方法和概率方法的计算结果已成为中国核电工程场地地震安全性评价中确定设计地震动参数的基本思路,其中弥散地震是一个需要特殊考虑的问题;b.确定性方法和概率方法计算结果对场地设计地震动参数的控制作用受区域地震活动性强弱的影响;c.在地震活动性较弱的地区,确定性方法特别是弥散地震计算结果基本上控制着场地设计地震动参数的取值,而在地震活动性相对较强的地区,更倾向于由概率方法计算结果控制。
- 李小军贺秋梅侯春林
- 关键词：核电厂设计地震动地震动衰减关系不确定性
- 地震动速度脉冲对高温气冷堆核电厂地震反应的影响被引量：4
- 2015年
- 为探讨近断层地震动的速度脉冲对结构抗震能力的影响特征,以某高温气冷堆核电厂结构为研究对象,利用有限元软件建立线性三维模型,选择4组具有速度脉冲特性的近断层地震动加速度记录及人工模拟的具有相同加速度反应谱而无速度脉冲的地震动时程分别作为地震动输入,对模型进行动力时程分析,对比在有、无速度脉冲地震动作用下模型的地震反应。研究发现,虽然反应过程中结构仍处于弹性阶段但是地震动的速度脉冲对结构的位移反应具有一定的不利影响,这一点与已有的基本认识不同。因此对于需要安装对位移反应较为敏感设备的高温气冷堆核电厂房,应充分关注地震动速度脉冲对结构反应的影响。
- 贺秋梅李小军李亚琦周伯昌张江伟傅磊
- 关键词：速度脉冲强震动记录动力时程分析
- 核动力厂温排水混合区范围的可接受性论证的初步研究被引量：2
- 2012年
- 基于国内现有的温排放控制标准可执行性不强的现状,以某滨海电站SNP(采用一次直流冷却循环)厂址为例,开展了温排水混合区范围的可接受性论证研究。通过对该电站厂址海域生态调查站位的春、秋季调查结果的聚类分析,得出如下结论:1)SNP一期(1～2号机组)运行工况下,温排水混合区的设定对海域整体生态功能影响较小,其范围可接受;2)SNP一、二期(1～4号机组)同时运行工况下,温排水混合区的设定,春季对海域整体生态功能影响较小,其范围可接受,秋季对海域整体生态功能影响非常显著,如无有效的缓解措施,其影响是不可接受的。
- 刘永叶杨阳王亮刘森林陈晓秋
- 关键词：核动力厂热污染温排水可接受性
- 高层建筑时程分析中地震动时程选择和修改方法研究被引量：3
- 2014年
- 合理的地震动时程选择与修改方法对于高层结构的抗震设计具有重要意义,有着广泛的工程应用。本文回顾了建筑抗震设计规范对于输入地震动时程的规定,通过对现有的地震动时程选择与修改方法进行分类和定性分析,挑选了两种与规范要求衔接较好的方法。结合具体算例对两种方法进行了定量分析,结果表明以安评设计谱作为选择指标,利用最小二乘法对选择的地震动时程进行修改,可以得到离散较小且符合规范要求的地震动时程,该成果能够在现行规范要求下为结构的抗震设计提供合理可靠的依据。同时,本文也对未来地震动时程选择与修改方法的研究和发展方向进行了展望,指出条件均值谱和非弹性反应谱将是该领域未来主要的研究方向。
- 肖遥张郁山靳超宇
- 关键词：高层建筑时程分析
- 核安全设备疲劳分析方法与步骤被引量：6
- 2014年
- 以某核电厂稳压器上封头为例,采用ANSYS有限元分析软件,考虑两个有代表性的温度和压力瞬态,同时考虑地震的影响,采用RCC-M规范,进行了疲劳分析,详细说明了核安全设备疲劳分析的方法和步骤。本文为核安全设备及管道系统的疲劳分析与评价提供了参考。
- 文静房永刚路燕邹鸣中张跃孙造占
- 关键词：核电厂稳压器
- 含内表面裂纹核级管道的初始塑性失效分析
- 针对含内表面裂纹的核级管道,采用有限元方法模拟了其在内压作用下的变形过程,并利用裂纹前沿J积分随内压变化的曲线特征确定了含裂纹管道的初始塑性失效载荷。随后,将初始失效载荷的计算值与ASME规范定义的理论值相比较,结果表明...
- 李铁萍温丽晶张春明
- 基于不同数据库的反应堆堆芯源项计算分析被引量：2
- 2014年
- 堆芯内的核燃料在裂变过程中产生大量的放射性物质,ORIGEN-S可以采用多种数据库计算堆芯内放射性物质的积累和衰变,如Card-image数据库、二进制数据库以及ORIGEN-ARP通过插值产生的ORIGEN-S截面数据库。详细介绍了各数据库的基本情况,并采用Card-image数据库和ORIGENARP数据库,对比计算了反应堆堆芯放射性核素的活度,分析了典型核素的放射性活度随燃耗的变化。计算结果表明:不同数据库对各种核素的放射性活度计算产生了不同的影响,与Card-image库相比,采用ARP插值生成的数据库计算的小部分核素放射性活度偏大,而核素134 Cs、136 Cs放射性活度小15%左右。随着燃耗的加深,ORIGEN-S采用不同数据库计算的核素放射性活度差值逐渐增大,但核素放射性活度的比值随燃耗的增大呈现不同的变化规律。
- 陈海英张春明王韶伟兰兵刘巧凤韩静茹
- 关键词：放射性活度数据库
- 入口温度和流速对非能动余热排出热交换器性能影响研究
- 本文应用FLUJENT软件对非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟,分析了不同冷却剂入口温度和流速对热交换器换热性能的影响。随着入口温度的增加,热交换器出口温度先增大后减小,最大值出现在入口温度为260℃的情况,...
- 贾斌靖剑平安婕铷毕金生李远山庄少欣
- 关键词：数值模拟FLUENT
- AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析被引量：2
- 2014年
- AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对比,发现两者具有相同的分布规律,表明利用RELAP5程序建立的计算模型可以准确模拟AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故下的热工水力特性。
- 靖剑平张春明孙微安婕铷贾斌
- 关键词：AP1000
