核电厂安全壳预应力锚具静载试验

核电厂安全壳大吨位预应力锚固系统是核电站安全壳施工中重要的、复杂的部分,锚具的静载锚固性能通过钢绞线—锚具组装件的静载试验来衡量。根据核电设计单位要求,核安全壳预应力锚具静载试验时应模拟实际工况,在端部增加混凝土锚固块,这与常规锚具静载试验相比,纲绞线在混凝土锚固块处产生弯折,这大大增加了试验的难度。本文介绍利用核安全壳预应力锚具模拟实际工况的静载试验,试验的成功促进了国产核电预应力锚具的应用。     

核电厂安全壳预应力锚具静载试验

核电厂安全壳大吨位预应力锚固系统是核电站安全壳施工中重要的、复杂的部分,锚具的静载锚固性能通过钢绞线—锚具组装件的静载试验来衡量。根据核电设计单位要求,核安全壳预应力锚具静载试验时应模拟实际工况,在端部增加砼锚固块,这与常规锚具静载试验相比,纲绞线在砼锚固块处产生弯折,这大大增加了试验的难度。本文介绍模拟实际工况下核安全壳预应力锚具的静载试验,试验的成功促使了国产核电预应力锚具的应用。     

阳江核电4号机组安全壳截锥体自密实混凝土施工方法

阳江核电厂采用改进型压水堆CPR1000堆型,为确保安全壳截锥体超大环形预应力混凝土浇筑质量,经一系列配比试验和现场模拟试验研究,4号机组成功应用了自密实混凝土施工技术,并取得良好效果。作为核电行业同类结构应用自密实混凝土的首例,阳江核电4号机组安全壳截锥体自密实混凝土施工方法可为相关工程提供借鉴。     

秦山核电厂安全壳预应力孔道灌浆试验

泰山核电厂反应堆安全壳厂房是该核电广的主厂房。安全壳筒身为圆柱形筒体,外径38m,壁厚1m。安全壳筒身上部为三心圆碟形穹顶,穹顶混凝土厚度1m,弩顶顶标高为+62.5m。安全壳内+18m 以下为内部结构,上部为犬厅。厂房剖面如图1所示。安全壳厂房除底板为非预应力结构外,筒身及穹顶均采用后张法 XM 型预应力体系,安全壳筒身配水平及垂直向预应力筋,穹     

核电厂安全壳结构的内压承载能力计算分析

安全壳结构的承载能力计算分析需要考虑钢绞线和混凝土的力学特性。采用正交异性膜单元模拟正交方向的预应力钢束,并分析预应力损失随时间的变化,对服役的安全壳进行有限元分析,提出安全壳结构的分析步骤。以某核电厂安全壳结构的分析与试验数据对比,证明了方法的可行性,并对安全壳进行了极限承载力分析。     

大亚湾核电站反应堆安全壳预应力技术

大亚湾核电站反应堆安全壳预应力工程 ,采用法国标准的FreyssinetMonogroup体系 ,由 1 9股或 36股T1 6钢绞线组成钢束穿入刚性及半刚性导管中进行后张拉得到预应力。安全壳预应力分为水平、竖向和穹顶 3个系统 ,水平方向采用 360°全周长布置。钢束张拉需严格按规定的先后张拉次序进行。为防止钢绞线锈蚀 ,张拉后导管内用缓凝水泥浆灌浆。     

超设计基准压力下安全壳结构性能研究

日本福岛严重核事故后,超设计基准事故日益受到关注,核电厂在发生超设计基准事故(或严重事故)后,最关键的是要确保安全壳的完整性。基于某核电厂安全壳结构,建立包含预应力钢束的混凝土安全壳结构三维有限元模型,施加内压荷载进行非线性有限元分析,根据假定的破坏准则,给出了安全壳的极限承载能力,并与美国桑迪亚国家实验室的试验比较,初步分析了超压作用下安全壳整体结构及设备闸门局部区域的变形规律,安全壳超压破坏主要是由于设备闸门洞口附近的局部破坏所致。     

核电预应力锚固系统国产化及现场施工重点和难点

我国核电发展已有二十多年,在2008年之前,我国核电安全壳预应力施工全部采用国外预应力锚固系统。柳州欧维姆机械股份有限公司经过多年努力开发了二代改进型核电用预应力锚固系统以及第三代核电用预应力锚固系统,同时开发了配套施工设备,实现了我国核电预应力锚固系统国产化。本文全面介绍了我国国产化的核电预应力锚固系统以及在核电预应力现场施工中的重点和难点。     

岭澳核电二期核岛安全壳低松弛预应力钢绞线国产化研究及应用

在我国自主品牌核电技术CPR1000示范工程——岭澳核电二期建设中,稳步推进核电关键材料、设备国产化工作。以安全壳低松弛预应力钢绞线国产化为例,介绍其产品要求、研究流程、特别是试验认证。实践证明,完全国产化的预应力钢绞线满足张拉工艺要求。     

欧维姆核电预应力锚固系统在方家山核电的运用

我国核电发展已有二十多年,在2008年之前,我国核电安全壳预应力施工全部采用国外预应力锚固系统,为了推动核电预应力产品国产化,柳州欧维姆机械股份有限公司开发了核电预应力锚固系统,该系统已在方家山核电上正式使用。本文全面介绍了欧维姆核电预应力锚固系统在方家山核电的运用情况以及一些实际测量数据。     

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。     

恰希玛核电站安全壳预应力孔道灌浆

介绍在高温环境下,为保证核电站安全壳预应力孔道灌浆施工的质量,所进行的室内浆体配合比试验、接收试验和全比例模拟试验,以及孔道灌浆施工的工艺流程。     

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     

岭澳核电站安全壳预应力灌浆用浆体配合比试验及应用

介绍在现有试验条件和国产材料的前提下，为保证岭澳核电站安全壳预应力孔道灌浆施工的质量，所进行的浆体配合比试验，以及孔道灌浆施工的工艺流程。     

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。     

浙江省黄龙体育中心主体育场预应力施工

介绍浙江省黄龙体育中心主体育场结构中混凝土吊塔的竖向预应力张拉、灌浆技术;超长混凝土外环梁(781m)的预应力技术及后浇带施工技术;屋盖预应力斜拉索的成套施工技术等。     

Experimental study on a large aircraft impacting reinforced concrete nuclear containment structure model

美国9·11恐怖袭击事件后，核电厂房抵御大型商用飞机恶意撞击成为核安全领域备受关注的热点问题。为真实准确地研究大飞机撞击下核电厂房结构的损伤破坏及振动特性，基于某新型反应堆核电厂房结构，设计了大飞机撞击钢筋混凝土核安全壳模型试验，获得了核安全壳结构遭受大飞机撞击时相对完整的试验数据及物理参数。试验结果表明：当大飞机模型以我国核电厂厂址选择安全导则中建议的基准速度100 m/s撞击时，安全壳模型发生局部碎甲破坏，但壳体的主筋整体性能完好，钢筋网有效阻止了大飞机模型的侵入破坏。依据试验结果研究了钢筋混凝土安全壳结构在大飞机撞击作用下的损伤破坏规律和特点，分析了结构的撞击振动反应特性。根据试验结果反演至原型结构，安全壳结构的环梁牛腿处和筒体与穹顶连接处峰值加速度较大，分别为39.5g和47.2g，底板处水平和竖向峰值加速度相对较小，但仍达到3.45g和4.37g。壳体直接撞击区钢筋发生屈服，而在壳体碎甲区之外，各测点的钢筋应变均小于屈服应变，钢筋未发生屈服，钢筋混凝土壳体未发生由振动导致的破坏。     

大飞机撞击钢筋混凝土核安全壳模型试验研究增强出版（附加材料可在文章详情页“评审附件”下载）

美国9·11恐怖袭击事件后,核电厂房抵御大型商用飞机恶意撞击成为核安全领域备受关注的热点问题。为真实准确地研究大飞机撞击下核电厂房结构的损伤破坏及振动特性,基于某新型反应堆核电厂房结构,设计了大飞机撞击钢筋混凝土核安全壳模型试验,获得了核安全壳结构遭受大飞机撞击时相对完整的试验数据及物理参数。试验结果表明：当大飞机模型以我国核电厂厂址选择安全导则中建议的基准速度100 m/s撞击时,安全壳模型发生局部碎甲破坏,但壳体的主筋整体性能完好,钢筋网有效阻止了大飞机模型的侵入破坏。依据试验结果研究了钢筋混凝土安全壳结构在大飞机撞击作用下的损伤破坏规律和特点,分析了结构的撞击振动反应特性。根据试验结果反演至原型结构,安全壳结构的环梁牛腿处和筒体与穹顶连接处峰值加速度较大,分别为39.5g和47.2g,底板处水平和竖向峰值加速度相对较小,但仍达到3.45g和4.37g。壳体直接撞击区钢筋发生屈服,而在壳体碎甲区之外,各测点的钢筋应变均小于屈服应变,钢筋未发生屈服,钢筋混凝土壳体未发生由振动导致的破坏。