تعیین منحنی شکنندگی لرزه ای سازه پوشش ایمنی راکتورهای هسته ای تحت فشار با درنظرگیری مودهای مختلف خرابی

سازه‌ی پوشش ایمنی راکتورهای هسته‌ای، مهمترین مانع برای انتشار مواد رادیواکتیو به محیط و محافظت از راکتور در برابر خطرات خارجی نظیر زلزله و سیل می‌باشد. با توجه به حادثه‌ی هسته‌ای فوکوشیما بحث ایمنی این سازه در زلزله مورد توجه زیادی قرار گرفته است. کشور ایران نیز در ناحیه با خطر لرزه‌ای زیاد و خیلی زیاد واقع شده است و از این نظر دارای اهمیت است. در این مطالعه منحنی شکنندگی لرزه‌ای پوشش ایمنی راکتورهای هسته‌ای تحت فشار که در بوشهر از این نوع استفاده شده است، با درنظرگیری حالت‌های مختلف خرابی تعیین شده است. برای این منظور از مدل کامپیوتری شبیه‌سازی شده در نرم‌افزار آباکوس و از تحلیل دینامیکی فزاینده (ida) استفاده شده است. مدل کامپیوتری المان محدود با استفاده از مدل جرم متمرکز صحت‌سنجی گردیده است. حالات مختلف خرابی بر حسب تنش‌های گسیختگی در بتن، میلگرد، تاندون‌ها و صفحه فولادی پوششی متصل به بدنه‌ی پوشش ایمنی تعریف گردیده‌اند. نقاط بحرانی پوشش ایمنی بر حسب این حالات خرابی شناسایی شده‌اند. مصالح بتنی در شتابی کوچکتر نسبت به سایر مصالح، دچار گسیختگی می‌شوند در حداکثر شتاب‌های کمتر از 0.2g بتن در حالت الاستیک باقی می‌ماند و در آن هیچ ترکی ایجاد نمی‌شود. ولی در حداکثر شتاب‌های 2.2g تا 2.75g بتن دچار ترک‌های بیش از 2 میلیمتر می‌شوند که امکان انتشار مواد رادیواکتیو به محیط را فراهم می‌سازد. پارامترهای شکنندگی‌ لرزه‌ای میانه شتاب گسیختگی و انحراف معیار لگاریتمی شتاب گسیختگی به ترتیب برابر 2.251 و 0.155 تعیین گردیدند.

determination of the seismic fragility curve of the containment in pressurized water reactors by considering different failure modes

the containment structure of nuclear reactors is the most crucial barrier to releasing radioactive materials into the environment and protecting the reactor against external hazards such as earthquakes and floods. after the fukushima nuclear accident, the safety of this structure in the earthquake has received much attention. iran is also located in a region with high and very high seismic hazards and is essential. in this study, the seismic fragility curve of the containment structure of pressurized water reactors used in bushehr has been determined by considering different failure modes. for this purpose, a computer model simulated in abaqus software and incremental dynamic analysis (ida) have been used. the finite element model has been validated using a lumped mass model. different failure modes are defined in terms of critical stresses in concrete, rebar, tendons, and steel plate attached to the containment body. critical points of containment have been identified in terms of these failures. concrete materials fail at a lower acceleration than other materials. at peak ground accelerations of less than 0.2 g, concrete remains elastic, and no cracks are formed; however, at peak ground accelerations of 2.2 g to 2.75 g, concrete cracks of more than 2 mm form, which allow the release of radioactive materials into the environment. the parameters of fragility, median acceleration capacity, and logarithmic standard deviation of median acceleration capacity were determined to be 2.251 and 0.155, respectively.