基于ANSYS的核电厂安全壳结构非线性有限元分析

对核电厂预应力混凝土安全壳结构进行了内压作用下的非线性有限元分析.详细介绍了ANSYS中的混凝土单元SOLID65及混凝土材料的本构关系,并对非线性求解过程中影响收敛的因素进行了分析；同时,以福清核电厂5、6号机组内层安全壳为工程实例进行有限元计算.结果表明,15 m至30 m标高范围内的径向位移大于其他高度的径向位移,标高25 m左右径向位移最大；内压加至0.42MPa,模型结构仍处于受压状态,满足使用要求.分析表明,福清核电厂5、6号机组安全壳结构在设计内压作用下是安全的,可为安全壳整体性试验提供参考.     

核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析

核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软件系统地分析了核安全壳极限抗压承载力,并给出结构自重、预应力、钢衬里等因素的影响规律。研究表明,当内压增大到0.87MPa时,安全壳筒壁上部混凝土开始进入塑性;当内压增大到1.02MPa时,钢衬里最大拉应变超过限值3 000×10-6,安全壳达到极限状态。在各种影响因素中,预应力和钢衬里对安全壳的极限内压和破坏形式起着关键作用。本文研究结果对核安全壳极限承载能力分析、结构设计和安全评定等方面具有一定的参考价值。     

核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析

核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软件系统地分析了核安全壳极限抗压承载力,并给出了结构自重、预应力、钢衬里等因素的影响规律。研究表明,当内压增大到0.87 MPa时,安全壳筒壁上部混凝土开始进入塑性;当内压增大到1.02 MPa时,钢衬里最大拉应变超过限值3 000×10-6,安全壳达到极限状态。在各种影响因素中,预应力和钢衬里对安全壳的极限内压和破坏形式起着关键作用。本文研究结果对核安全壳极限承载能力分析、结构设计和安全评定等方面具有一定的参考价值。     

先进核电厂半球顶安全壳抗震分析

安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构,是防止设计事故发生时放射性物质扩散的最后一道屏障,是确保核电厂安全的关键设施.因此,必须在设计中考虑到安全壳在可能的、会引发重大核事故的意外荷载作用下的工作性能.地震是核电厂整个使用过程中有可能出现的自然灾害之一,并可能引发重大事故,所以,必须对安全壳结构进行严格的抗震性能分析,设计要保证预应力混凝土安全壳能够承受SSE作用而不被损坏.本文通过有限元模型的计算与分析,得到先进核电厂半球顶安全壳结构在SSE作用下的应力、变形、位移等地震反应,由此进行安全壳结构构件抗震分析计算.计算表明,半球顶安全壳结构在SSE作用下,安全壳结构安全可靠,结构的设计能够满足我国核电厂安全导则对抗震Ⅰ类结构的规定.     

设计基准内压下混凝土安全壳的有效预应力作用研究

核电厂安全壳建造过程中大量采用预应力技术,预应力在设计基准内压下的分布状况、损失规律直接影响到安全壳结构的耐久性。介绍了某核电厂安全壳结构和预应力系统的布置情况和预应力损失的分析过程,以闸门洞口附近水平预应力钢柬为例进行了预应力损失计算,同时计算了5年打压试验时安全壳结构的有效预应力。基于以上分析,利用ANSYS程序建立预应力混凝土安全壳有限元模型进行结构计算,对设计基准内压下的有效预应力作用进行了总结。结果表明,预应力系统承担了打压试验下大部分设计内压,安全壳整体结构是安全的,这些结论与安全壳的预应力系统设计理念一致,可供工程设计人员参考。     

先进核电厂安全壳结构模型试验

安全壳是承受设计基准事故工况的安全屏障。掌握其先进技术，对于保证我国的核电地位，适应核电技术发展方向有着重要意义。冶金工业部建筑研究总院受上海核工程研究设计院的委托，承担了先进核电厂安全完结构模型试验项目。安全壳结构模型试验与工程实体安全壳结构试验相比，可对关键技术问题进行更加深入的试验研究。本模型试验通过位移、应变、裂缝、预应力值的试验结果，检验结构的非线性分析理论，实测极限承载能力和破坏状态，并为实体设计提供试验依据。最终的破坏试验将在今年7月结束。本模型属于第三代预应力混凝土安全壳，模型与…     

CNP1000安全壳抗震分析

安全壳是确保核电厂安全的关键设施。必须在设计中考虑到安全壳在可能引发重大核事故意外荷载作用下的工作性能。地震是核电厂使用过程中有可能出现的自然灾害之一,并可能引发重大事故,所以必须对安全壳结构进行严格的抗震性能分析,保证预应力混凝土安全壳能承受SSE地震作用而不被损坏。本文通过有限元模型的计算与分析,得到先进核电厂CNP1000安全壳结构在SSE作用下的应力、变形、位移等地震反应,由此进行安全壳结构构件抗震分析计算。计算结果表明,CNP1000安全壳结构在SSE作用下,结构安全可靠,其设计能满足我国核电厂安全导则对抗震I类结构的规定。     

混凝土安全壳整体性能试验峰值压力持续时间探讨

核电站建造阶段必须进行安全壳整体性能试验（CTT）,验证在设计基准事故时安全壳结构的完整性。本文针对某核电厂3号机组预应力混凝土安全壳CTT进行非线性有限元分析。结果表明：筒体闸门洞口标高附近径向变形最大,预应力钢束承担了峰值压力0.483 MPa作用下大部分设计内压,安全壳整体结构处于受压状态,与实际试验状态基本吻合。同时,对国内外法规标准关于安全壳峰值压力持续时间的规定进行总结,提出相关结论及建议,可为安全壳CTT方案设计提供参考。     

考虑预应力损失影响的安全壳安全性能研究

预应力损失对安全壳在内压作用下的安全性能影响不可忽略，本文通过考虑安全壳不同龄期下的预应力损失来研究安全壳在设计基准期内40年及设计基准期后60年不同内压水平作用下的安全性能。采用ABAQUS有限元软件建立了精细化安全壳三维有限元分析模型，通过非线性有限元方法分析了钢衬里屈服、预应力筋屈服、混凝土裂缝演化等性能指标。研究结果表明，考虑预应力损失后，安全壳混凝土开裂与钢衬里失效时，所能承受的内压荷载减小；安全壳在极限内压作用下的变形表现为穹顶向外膨胀以及洞口向内收缩；安全壳穹顶部分在极限内压下破坏严重；考虑预应力损失后，安全壳变形明显增大。但安全壳在设计内压(0.4 MPa)作用下仍有足够的安全裕度。     

严重事故下预应力混凝土安全壳非线性分析及性能评估

预应力混凝土安全壳作为核电厂重要防泄漏屏障，对保证核电厂正常运行、确保人员安全至关重要。本文基于顺序热力耦合方法对严重事故工况下预应力混凝土安全壳进行非线性有限元分析，考虑了温度和内压荷载共同的影响，分析了安全壳结构典型不连续区域和连续区域的位移响应。研究表明:安全壳混凝土不连续区域位移响应沿厚度方向上差异较为显著，而连续区域处的差异相对较小；安全壳泄漏失效模式由设备闸门位置控制，50%和95%分位水平的内压分别为1.266 MPa和1.072 MPa；破口失效模式由筒体某一位置控制，50%和95%分位水平的内压分别为2.224 MPa和1.883 MPa；本文所分析的预应力混凝土安全壳的内压承载力满足最小安全裕度不小于2.5的要求。