工作实践篇

位于青岛市黄岛开发区中心地带的青岛国际贸易中心是集商业、休闲娱乐、酒店、办公、居住为一体的综合建筑。建筑群落以三座超高层建筑以及底层商业部分组成，总建筑面积22万平方米，建筑高度199．8米。     

三维纤维增强混凝土可用于反应堆建筑物

【英国《国际核工程》1988年年6月号第53页报道】自从日本鹿岛建造公司建筑技术研究所开始研究和发展纤维增强混凝土以来,已历时十年有余。如今这种混凝土已用于各种建筑构件,包括钢纤维增强混凝土悬墙和碳纤维增强混凝土悬墙。对几乎全部类型的纤维增强混凝土来说,短纤维都无规则地分布在以水泥为基础     

三投影CT钢管截面的二值图像重建研究

尺寸检测是保证钢管质量的重要环节,相关在线快速检测技术是目前钢管生产中亟待解决的技术难题。射线CT成像技术作为一种高效图像检测手段,能通过重建钢管截面图像获取钢管的大部分尺寸参数,特别适合对钢管质量进行检测和控制。为减少检测时间,实现钢管尺寸的在线检测和控制,本工作研究采用多源多探测器的CT扫描方式,实现了投影数据的快速获取,并根据钢管截面空间域和像素域的特点,对最大后验概率(MAP)图像重建算法进行了修正,实现了不完全投影数据条件下截面图像的重建。模拟试验的结果表明,修正后的MAP算法可做到最少3组投影下的钢管截面图像重建,得到的尺寸精度基本满足国家标准的要求,这一方法具有一定的理论和实际意义。     

少投影钢管截面CT重建研究

通过钢管截面CT图像,可以获取其大部分的参数指标,全面检测钢管质量.但是CT图像重建往往需要大量投影数据,这些数据的采集和计算非常耗时.为了加快钢管检测的速度,本文研究了少投影条件下钢管截面的图像重建算法并通过模拟数据验证了其重建的效果.我们分别用ART、MAP和OSEM这三种迭代重建算法对仿真模型进行了重建试验,并根据钢管本身的先验知识分布对算法做了改进,使重建图像质量有了明显的改善.模拟试验的结果表明,ART、MAP和OSEM算法可以实现少于20组投影数据下钢管截面较为精确的重建,并且可以做到10组投影下的近似截面重建.     

用旋转极坐标法在少投影条件下重建钢管截面图像

钢管的在线检测和控制是提高其质量的重要环节,也是目前亟待解决的难题.射线CT成像技术作为一种高效的图像检测手段,特别适合对钢管截面的尺寸参数进行检测和控制.本文利用旋转极坐标法在少投影条件下获得钢管截面的重建图像,该方法不仅减少了投影数目,缩短了数据采集时间,且加快了算法速度,节约了图像重建时间,大大减少钢管检测的时间.模拟试验和实际试验的结果均表明,旋转极坐标法的重建效果和重建时间基本可满足目前钢管在线检测和控制的要求,具有一定的理论意义和应用前景.     

核燃料后处理放化实验室厂房的结构设计

核废物处理工程建筑较之其他建筑有着自身的特点，功能较多，结构较为复杂，有的功能直接影响结构的设计与施工。该建筑采用了框架-剪力墙结构体系。分别采用刚性和弹性楼板假定，并考虑了双向地震作用对结构内力与变形的影响，按总刚分析法进行结构整体分析，用PK对结果进行验算和校核。该工程在核化工工程中具有一定的代表性。     

MELCOR2.2冷水入侵和熔融物喷出模型在MCCI计算中的应用

堆芯熔融物-混凝土相互作用（MCCI）产生的大量不凝气体导致安全壳压力快速升高，威胁安全壳的完整性。最新版本MELCOR2.2程序增加了冷水入侵和熔融物喷出模型以完善堆芯熔融物-混凝土相互作用现象的模拟。本文建立了大功率非能动压水堆堆腔几何模型，针对程序中添加的冷水入侵和熔融物喷出模型进行了应用分析。结果表明：在混凝土的消融过程中，冷水入侵和熔融物喷出模型的开启对熔融物和水接触面之间的硬质壳层有一定的影响；硬质壳层的反复形成和裂解加快了水的汽化，减弱了混凝土的消融速度；堆腔熔融物上部和侧部硬质壳层形成后，熔融物向下传热加强，混凝土的消融速度增加。新增模型能从细节上模拟堆芯熔融物-混凝土相互作用现象，为压水堆核电厂严重事故安全审评提供可靠技术保障。     

熔融堆芯过程中混凝土热分解融化计算

研究发展了一多区瞬态混凝土分解融化模型，模型由热影响区、干区、无气体区及混凝土熔渣区构成。应用热平衡积分方法计算混凝土的分解速率和分解深度。研究结果与国外实验结果进行了比较，两者符合良好。     

伽玛刀治疗室混凝土屏蔽厚度的设计

本工作设计计算了伽玛刀治疗室的混凝土墙壁和顶棚厚度，以便对伽玛刀治疗仪放射出的γ射线进行有效屏蔽。     

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。      

新型核电工程材料-活性粉末混凝土的断裂性能研究

基于断裂力学理论，通过三点弯曲断裂试验研究了这一新型超高强、超高性能活性粉末混凝土（RPC200）的断裂性能，获得了断裂韧度、断裂能、裂纹口张开位移等参数，并对其进行定量分析与定性评价，可为活性粉末混凝土在核电工程等领域中的应用提供试验数据参考。     

钢板-混凝土结构内部自密实混凝土工作性能与早期力学性能研究

具有良好工作性能的自密实混凝土是钢板-混凝土结构能够实现的前提。自密实混凝土的早期力学性能是钢板-混凝土结构设计的重要参数。本文通过实验的方法对自密实混凝土的工作性能和早期力学性能进行了研究。配制出满足钢板-混凝土结构要求的自密实混凝土,并给出钢板-混凝土结构设计所需的自密实混凝土早期力学参数。研究成果可以指导钢板-混凝土结构内部自密实混凝土的施工以及钢板-混凝土结构的设计和施工。     

重混凝土施工过程的质量控制

本文结合西安脉冲反应堆，中试厂201子项重混凝土浇筑的实际，制定了质量控制程序，经实践检验行之有效，对新建和在建的核设计建设项目重混凝土浇筑的质量控制有一定的参考价值。     

屏蔽混凝土配合比设计方法研究

在普通混凝土配合比设计原理指导下,用正交设计试验方法和回归分析方法对屏蔽混凝土配合比设计方法及其影响因素进行了系统研究,提出了屏蔽混凝土配合比设计容重法和体积法相结合的计算方法,给出了屏蔽混凝土配合比设计方法步骤.屏蔽混凝土配合比设计方法验证试验和工程应用实践表明,配合比设计方法计算准确,高效可靠.     

高密度混凝土辐射屏蔽试验研究与应用

针对科研和工程需要,对密度4.60t/m³屏蔽γ射线防辐射混凝土配合比设计、施工工艺、混凝土密实度和屏蔽均匀性等进行了系统研究,解决了高密度混凝土施工中的均匀性、密实度问题,提出了射线检测屏蔽混凝土密度和屏蔽均匀性的方法,总结了高密度混凝土施工的技术措施。经工程实践证明,配合比设计和施工工艺可行,保证了工程实体施工质量。     

实习报告

我有幸于2006年11月18日至2007年1月18日在核工业第二研究设计院建筑工作室进行了为期三个月的实习。 由于自己是第一次在设计院进行实习，对设计院的工作进度不是很了解。在专业负责人——张子辉工程师的悉心教导下，我初步制定了在建筑工作室实习的第一个阶段目标：了解给排水相关设计规范，熟悉建筑工作室的工作作风。     

屏蔽混凝土施工技术研究与应用

对不同密度屏蔽混凝土施工的拌和及运输、浇筑等工序技术进行研究,总结了不同密度的屏蔽混凝土施工技术,密度大于4000kg/m3屏蔽混凝土施工技术与普通混凝土施工有较大差异.工程应用实践表明,不同密度的屏蔽混凝土应采用不同的施工技术才能保证屏蔽混凝土密度均匀性和工程质量.     

三门核电站1号核岛底板混凝土浇注温度场分析方法

对三门核电站1号核岛底板混凝土浇注实测温度结果进行了分析,并运用Matlab编程,采用一维及二维差分法对混凝土浇注及养护过程温度场进行模拟。通过结果的对比表明,差分法在预测混凝土温升方面具有较好的准确性和良好的工程实用性,二维差分法计算结果与实测结果较为一致且具有更高的精度,可以用于模拟混凝土温度场及应力场。     

差分法在核岛大体积混凝土温度场模拟中的应用

在研究一维及二维差分法的基础上,文章以三门核电站1号核岛反应堆厂房基础大体积混凝土浇注为例,编制出一维及二维差分法计算程序,对基础底板混凝土温度场进行模拟研究,进而运用差分法程序对三门核电站1号核岛B层混凝土温度场进行了预测。通过对比分析表明,差分法在模拟混凝土温升方面具有较好的准确性和良好的工程实用性。     

混合与分层熔池形态下熔融物与混凝土相互作用预测和对比分析

基于在熔池-混凝土界面结构、对流传热和熔融物层间传热3个方面的MEDICIS程序建模方法，针对百万千瓦级压水堆核电厂在混合与分层两种熔池形态下的假想熔融物与混凝土相互作用（MCCI）事故进行预测和对比分析。结果表明：在混合熔池形态下，熔池平均温度接近熔融物固化温度，混凝土堆腔的侵蚀表现为各向同性，安全壳内最终温度和压力均未达到设计值；在分层熔池形态下，熔池平均温度远高于熔融物固化温度，混凝土堆腔的侵蚀表现为各向异性且径向占优，安全壳内最终温度和压力都非常接近设计值。两种熔池形态下的混凝土地基侵蚀过程都很缓慢，厚度为4 m的地基熔穿时间超过1周；安全壳内产生大量的水蒸气以及不可凝结气体CO、CO₂和H₂，存在气体燃烧和爆炸风险，对安全壳完整性构成威胁。