核电站海风环境模拟及风致氯离子对其影响的研究

采用计算流体动力学模拟广东某核电站海风环境,分析风荷载对其影响,论证该核电站常规岛的安全性。并采用离散相模型对风致氯离子进行数值模拟,分析氯离子的运动轨迹,为该核电站常规岛混凝土进行氯离子含量取样提供指导,分析附着的氯离子对该核电站常规岛的影响,探究核电站常规岛主厂房和安全壳的耐久性。研究表明:该核电站在极限风荷载作用下是安全的;通过对氯离子的含量和结构混凝土的渗透性等取样调查分析,得出在其使用年限100年内安全壳和常规岛主厂房外层钢筋处的氯离子浓度将不超过0.04%,低于钢筋锈蚀的"门槛值"。     

某核电站安全壳预应力施工模拟分析

安全壳是确保核电站安全的关键设施,预应力筋施工过程是建立结构受力体系的重要环节,研究其建立过程对安全壳具有重要意义。以某核电站安全壳为背景,选用大型通用有限元软件ANSYS,采用分块方法,快速建立高质量的安全壳有限元模型,不建立沿着预应力筋方向的约束方程,真实模拟施工阶段预应力筋无黏结受力状态,并提出模拟因混凝土弹性变形引起的预应力损失的多次降温法,分析安全壳在预应力筋施工过程中混凝土的应力状态、壳体的变形以及预应力筋的应力,确认在安全壳中建立的预应力与设计相符,为安全壳施工优化等提供参考。     

有限体积元法在安全壳抗爆数值模拟中的应用

在对爆炸冲击波与结构的相互作用三维动态过程进行三维数值模拟时,仅用有限元法无法真实再现结构的动态响应过程。为了提高运算速度和精度,根据有限体积元法和有限单元法的特点,提出了将它们结合在一起应用于3-D数值模拟的新方法,介绍了该方法的特点,并以爆炸冲击波与结构的相互作用为例,对爆炸冲击波作用下核电站安全壳结构的动力响应进行了数值模拟,给出了混凝土结构的应力、位移、速度和加速度时程变化。     

核电站安全壳老化研究状况及进展

安全壳是防止核电站核泄漏的最后一道防线,安全壳性能老化是影响核电站正常运营的关键因素,西方发达国家已经建立并完善了核电厂安全壳老化管理体系。通过对西方发达国家核电建设的归纳总结,对西方发达国家核电站安全壳老化管理的研究现状,包括安全壳老化机理、检测技术、老化修复措施等以及未来的研究问题进行了介绍和探讨。     

基于有限元分析方法的压水堆核电站安全壳结构计算分析与模型验证

安全壳结构作为核电站第三道保护屏障,评估其结构强度在事故工况下是否具有足够的裕度至关重要,10年一次的强度试验是现行检查在役电站安全壳结构安全性的主要方法。预应力混凝土安全壳结构中预应力不可避免地随时间发生损失,通过建立包含预应力空间分布的安全壳结构数值模型,计算评估安全壳结构在不同预应力损失工况下抵抗事故压力的能力是弥补不能高频次开展强度试验的有效方法。通过建立CPR1000机组安全壳结构的精细有限元模型,计算分析安全壳结构在强度试验各压力台阶下的结构响应,最后采用安全壳结构在压力试验中的自动化采集数据验证了计算模型的准确性。结果表明:建立的安全壳有限元数值计算模型可以用来准确计算和评估结构抵抗事故压力的能力。     

爆炸地冲击作用下某核电站安全壳的破坏分析

核电站安全壳是确保核电站安全运行的最后一道屏障 ,在评估核电站遭袭后果时 ,安全壳预应力混凝土结构和内部混凝土结构的破坏形式是评估的主要内容之一。本文根据某核电站安全壳和内部结构的具体结构形式 ,分析了在爆炸地冲击波作用下结构构件可能的破坏形式 ,为下一步的详细分析提供参考。     

核电站安全壳结构检测技术的研究及其在巴基斯坦恰希玛核电 …

本文介绍了核电站安全壳结构检测技术和方法在巴基斯坦恰希玛核电站中的具体应用情况，并给出了主要测点的实测数据。根据有关国际标准对恰希玛核电站安全壳结构的承载能力和安全可靠性作出了准确判断，通过这一具体应用我，进一步说明了安全壳结构检测技术的研究成果的高技术含量和巨大的使用价值。     

有粘结预应力安全壳结构预应力设计简述

本文以秦山二期核电站安全壳为重点 ,介绍国内大型商用核电站有粘结预应力混凝土安全壳结构预应力设计的主要问题和解决办法     

用非破损方法检测安全壳混凝土质量的试验研究

本文根据安全壳的特点,通过实验室和模拟试验,摸清了钢内衬、配筋、预应力预留管道等因素对超声参数的影响,在国内外首次提出采用非破损方法对安全壳混凝土质量进行检测。通过对我国第一座自己设计和施工的核电站安全壳混凝土质量的全面检测,不仅充分说明这方法是完全可行的,而且也证明安全壳混凝土的质量完全合乎我国有关标准和设计的要求。     

某核电站安全壳钢衬里的焊接

安全壳钢衬里是某核电站建造的重要组成部分 ,通过对某核电站安全壳钢衬里各部分焊接特点进行合理分析 ,利用适当的焊接顺序和焊接工艺控制钢衬里的焊缝质量 ,以确保核电站的质量和安全 ,为核电站建造提供经验。     

核电站安全壳预应力束损失与伸长量计算方法

以某核电站工程为例,对其混凝土安全壳预应力束形状进行了描述,分别介绍了环向标准预应力钢束和绕贯穿件预应力束的应力损失及伸长量,并对计算结果进行评价,得出了关于预应力束应力损失和伸长量的规律。     

预应力混凝土安全壳结构极限承载力分析相关问题的探讨

预应力混凝土安全壳在国内核电站中应用广泛,其工作性能与核安全密切相关,需采用科学的分析手段对安全壳的结构极限承载能力进行评估,以满足准确制定核电站严重事故管理导则的需要。针对常用的大型有限元软件Abaqus在预应力混凝土安全壳结构极限承载力分析中的一些关键问题进行讨论。     

核电站安全壳钢衬里作用探讨

核电站核反应堆的维护结构安全壳钢衬里,其重要性不言而喻。安全壳内部钢衬里正是基于密封性能的重要考虑,抵御异常事故工况下的核污染扩散。当前,对于钢衬里的重要作用和结构形式人类的认识也是逐渐深入,核电站安全壳钢衬里已简单退化成核电站安全壳密封性能的需求,不再充当结构强度需要,但是对于壳体混凝土裂缝开展隐患起到有利的降低作用。作为钢衬里密封板既充当密封性能作用,又降低了混凝土的收缩和徐变、减少了混凝土开裂风险;对于后者结构性功能很少受到人们的重视,作为弹性结构设计也多被忽略。通过核电站安全壳钢衬里的影响作用分析、特别是对主体结构混凝土开裂影响分析指导混凝土结构的设计,确保结构设计的特殊性功能需求。     

核电站混凝土安全壳中预应力的分布和损失

研究了核电站安全壳预应力系统建立过程中混凝土的应力值、安全壳应力分布模式以及由于施加预应力产生的变形情况 ,并把这些数据与在安全壳结构强度试验 (SIT)中得到的值进行比较分析。通过理论计算 ,讨论安全壳中预应力损失及其安全性问题     

核电站安全壳老化机理分析与探测方法

核电站预应力混凝土安全壳结构是核反应堆的最后一道保护屏障,随时间的增长,混凝土材料和预应力系统以及钢构件部分都会发生老化问题。由于安全壳的安全级别、结构形式与使用环境的特殊性,使其老化问题不同于普通结构,存在特殊的导致结构老化的机理。通过对美国核管会(NRC)、国际原子能协会(IAEA)等机构相关资料的调研,结合国内多个核电站安全壳的现场老化探测结果,对核电站安全壳的老化机理进行了分类归纳,分为混凝土材料部分、预应力系统部分与钢构件部分,并对老化机理进行分析,对国内外先进的老化探测手段进行介绍。     

EPR核电站内安全壳筒体施工全过程力学性态分析

安全壳作为第三代核电站提供保护、密闭等功能的重要部件,直接关系到核电站的安全运营。以某核电站为工程依托,基于大型有限元通用软件ANSYS,分析了安全壳内壳钢衬里在安装积累精度、分段高度、新浇筑混凝土对钢衬里侧压力及风荷载作用等施工过程因素对结构力学性态的影响,得出了钢衬里、混凝土筒体在已有分区高度下的结构最大应力值及钢衬里的最大径向位移等,并得出了新浇筑混凝土侧压力对结构的影响最大,及施工模拟中必须考虑钢衬里的二阶效应等结论。针对核电内壳筒体具体结构,给出了网格划分的关键技术和步骤,为以后核电站内壳分析提供参考。     

南方沿海三代核电站非核部分混凝土结构耐久性设计参数研究

近年来我国核电技术逐渐从二代和二代半向三代转变。与二代及二代半核电不同,三代核电机组设计寿命为60年,相应的其非核部分混凝土结构的设计使用年限也需达到60年,但目前相关标准中没有60年设计使用年限的具体耐久性设计参数。针对这一问题,通过对相关标准、典型海工工程中混凝土结构耐久性设计参数的分析,提出了南方沿海三代核电站非核部分混凝土结构耐久性设计参数。     

核电站安全壳结构检测评估技术综述

核电站安全壳结构是核反应堆的保护结构,其核心功能要求为保证完整性,防止发生失水事故(LOCA)时,放射性物质不受控制的扩散到周边环境,给周围民众生命安全带来巨大伤害。目前我国正式商运的核电站都采用预应力混凝土安全壳,安全壳结构检测评估的工作内容主要包括:大体积混凝土底板施工温控防裂、预应力损失监测、结构监测系统设计与安装、整体性试验与在役检查安全评估、耐久性评估和老化管理等。由于我国核电技术发展较快,必须结合现代化的传感器、监测手段和仪表系统技术才能圆满的完成上述工作。目前该领域内的热点问题包括AP1000钢制安全壳检测技术、安全壳结构抵抗大型商用飞机撞击能力分析。