3.4 谱分析结果
X、Y水平向采用以0.2g水平加速度峰值标定的相同加速度反应谱，而Z竖向采用0.14g标定的加速度反应谱。计算时不考虑安全壳结构与基岩场地的相互作用。
3.4.1 X向谱分析结果
X向地震反应最大位移为8.20mm，见图5，该处位于安全壳顶点，水平地震力作用下贡献最大的为低阶振型。主要变形为侧向弯曲，底部承受剪力及弯矩。根部主应变为竖向应变，第一主应变最大为126×10-6，底部外表面竖向应变达到119.0×10-6，见图6，这些值出现在扶壁柱侧表面和截面发生突变的位置，均为非重要部位，不将此位置数据作为判断依据。非扶壁柱外表根部筒壁外表面最大竖向应变可达到111.5×10-6，恰好是安全壳左右摇摆两侧受拉区域，将此位置数据作为判断混凝土开裂依据。根据计算结果可分析得出，抗震能力关键部位是安全壳筒壁与底板交界处，设备闸门孔等孔洞部位虽然有应力集中现象，但相对次要。按照等效静力计算，实际为计算水平地震力作用下各层高混凝土产生剪力差所产生的累积变形和应力，根部也应为最大剪力部位。
3.4.2 Y向谱分析结果
Y向地震反应最大位移为8.06mm，该处位于安全壳顶点。水平地震力作用下贡献最大的为低阶振型，主要变形为侧向弯曲，底部承受剪力及弯矩。非扶壁柱外表根部筒壁外表面最大竖向应力可达到118.2×10-6，恰好是安全壳左右摇摆两侧受拉区域。
3.4.3 Z向谱分析结果
Z向地震反应最大位移为0.80mm，安全壳顶点竖向最大位移为0.69mm，竖向地震力作用下贡献最大的为高阶振型。根部主应变为竖向应变，第一主应变最大为33.4×10-6，底部竖向应变达到32.4×10-6，其它方向应变很小。
3.4.4 地震作用组合及其他工况
安全壳结构在水平地震力、竖向地震力地震力作用下，最大应变部位为筒壁根部，水平地震力产生118.2×10-6竖向拉应变；竖向地震力产生32.4×10-6竖向拉应变；自重、预应力叠加竖向应变67×10-6；设计内压荷载、自重、预应力叠加竖向应变-133×10-6。地震震动的三个分量引起的反应值，当采用反应谱时，可取每个分量在结构体同一方向引起震动的最大反应值，按照平方和的平方根进行组合。
(1) 根据计算结果，刚度较大截面方向地震动引起安全壳竖相向最大应变为118.2×10-6，刚度较小方向地震动引起同方向竖向应变为18.2×10-6，而竖向地震动引发竖向最大应变32.4×10-6，组合反应为123.9×10-6。
(2) 两个水平地震动引安全壳顶点两个方向的最大位移分别为8.20mm、8.06mm，竖向地震动引发穹顶水平方向水平最大位移为0.54mm，平方和的平方根为11.51 mm。
(3) 根据先前的自重、预应力作用及设计内压0.39MPa分析结果，考虑地震力作用，安全壳筒壁根部竖向应变最大为-9.1×10-6，混凝土处于受压状态，自然小于安全壳混凝土开裂应变117.5×10-6，说明在此组合作用力条件下，安全壳结构仍处完全弹性状态。但不利组合是不产生内压的条件，即自重、预应力、地震力组合，因为安全壳根部在预应力作用下产生负弯矩导致混凝土产生竖向拉应变和水平剪力，一定程度的内压作用却恰恰抵消预应力产生的拉应变。
(4) 根据先前的自重、预应力作用及设计内压0.39MPa分析结果，考虑地震力作用，安全壳孔洞边缘出现应力集中现象，设备闸门孔边缘出现超过100×10-6应变，但是由于钢套筒延性能良好，可保护周边混凝土不开裂。
图5 X水平向地震力作用最大反应位移（单位:mm）
图6 X水平向地震力作用最大反应时最大竖向应变
4 安全壳设计及抗震鉴定的建议
(1) 对于核电厂安全壳结构及其他重要构筑物，应当在建设前作详细抗震分析。对国外的设计资料进行消化吸收时，应根据我国的抗震经验及具体的场地条件，综合考虑设防等级，调整最大加速度峰值。
(2) 各类规范及导则，应增加钢安全壳相关的抗震设计及鉴定内容，为后续引进具有钢安全壳或其他重要钢结构构筑物作铺垫。
(3) 规范我国有关核电设计及鉴定的规范及导则，形成完整的技术性综合指导体系，充分对安全壳等重要构筑物的设计、制作、后期运营管理、老化进行技术指导。
(4) 进一步加大我国场地运动参数的测量，掌握更为全面的抗震资料。对核电厂重要构筑物应当根据具体场地条件和经验，确定合理的场地反应谱及动力时程曲线，采用抗震设计中的新方法、新理论对安全壳等特殊结构进行分析。对非岩性或特殊条件场地，应根据实际情况，考虑结构与土体的相互作用。
(5) 对现有的核电厂安全壳等重要构筑物做定期结构性能鉴定，不仅仅局限于强度试验。所有安全壳结构上应安装振动监测装置,不仅限于强震加速度仪，做常年监控分析。
(6) 对现有混凝土安全壳结构材料的性能、预应力状况等作定期检测，建立老化模型，对核电厂内环境作监控，分析温湿度环境、酸雨环境、盐雾环境等对材料产生的影响，根据实际材料性能及预应力安全壳预应力水平对安全壳作定期的抗震分析。
参考文献：
[1] 胡聿贤.地震工程学(第二版)[M].北京:地震出版社,2006.
[2] GB50267-97.核电厂抗震设计规范[S].北京:中国计划出版社,1998.
[3] 刘晶波,杜修力.结构动力学[M].北京:机械工业出版社,2005.
[4] Anil K.Chopra.结构动力学理论及其在地震工程中的应用[M].清华大学出版社,2005.
[5] 刘云飞,王天运,贺峰,李振明.核反应堆预应力钢筋混凝土安全壳内爆炸数值分析[J].工程力学,2007,24(8),168－172.
[6] 夏祖讽,顾俊康,谢承东.非岩性地基核岛结构的抗震设计初步分析[J]. 第七届全国反应堆结构力学会议,1992.