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。     

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。     

巴基斯坦恰希玛核电站安全壳结构试验与吻合分析

核电站安全壳结构整体性试验 ,是评价安全壳结构施工质量的必备手段 ,理论计算是保障试验及试验质量的重要参考 ,通过理论计算和试验数据的相互比较 ,确定巴基斯坦恰希玛核电站安全壳是否能够投入使用     

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     

常规装药爆炸荷载作用下核电站安全壳的动力响应分析

根据核电站安全壳的结构形式,采用流固耦合算法,对核电站安全壳在爆炸荷载作用下的动力响应进行了数值模拟,得出了造成安全壳破损的最小安全距离和爆当量。数值模拟结果为核电站的主动拦截防护提供了重要的技术参数。     

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。     

加快核电站安全壳筒体施工进度的方法分析

核电站工程建设本来就是一项庞大的工程项目,而安全壳筒体则是核岛厂房的重要结构。在施工过程中,安全壳筒体的施工进度直接关系到整个土建工程的施工进度。因此有必要对核电站安全壳筒体施工进度进行相应分析。     

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。     

大亚湾900MWe核电站安全壳预应力孔道灌浆试验

大亚湾９００ＭＷｅ核电站安全壳预应力孔道灌浆试验程志斌（江苏仪征华兴建设公司，江苏仪征２１１９００）广东大亚湾９００ＭＷｅ核电站安全壳预应力工程由法国弗雷西内（Ｆｒｅｙｓｓｉｎｅｔ）公司承建。安全壳筒身为圆形筒体，外径３８．８ｍ，壁厚０．９ｍ。安全壳...     

某核电站安全壳的地震反应分析

核电站安全壳作为核燃料泄露的最后的防线,一旦其在地震中发生破坏,将产生严重的破坏后果,并将会对人们心理造成巨大的恐慌.以国内某核电站安全壳作为研究对象,应用有限元软件建立安全壳有限元模型,分别对该模型进行静力分析、模态分析和反应谱分析,研究安全壳结构在水平地震作用下的动力响应特性和破坏规律.     

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。     

核电站混凝土安全壳及相关设施老化特征

核电站安全壳及相关设施老化对核电站安全运营有重要影响。根据美国核管会和国际原子能组织的调查报告,对核电站安全壳及相关设施的老化特征进行了分析和总结。分析表明:安全壳混凝土最常见的老化问题为混凝土裂缝、材料剥离和孔洞;预应力系统为预应力筋锈蚀、预应力损失过大、预应力锚具开裂或失效和预应力筋孔道漏浆;内衬及钢结构构件为局部锈蚀和疲劳损伤。加强老化管理可有效提高安全壳结构的运营寿命。     

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。     

设有基础隔震-TMD的双层安全壳核电站结构抗震性能研究

为提高核电站的抗震安全水平,基于第III代核电站双层安全壳(内安全壳、外安全壳)的结构特点和非能动安全技术要求,提出了基础隔震(BIS)-调频质量阻尼(TMD)抗震结构。以我国“华龙一号”核电站为研究对象,以满足核电站基本安全功能对结构特殊抗震要求为目标,应用符合非能动技术要求的隔震减震技术,给出了符合双层安全壳结构特点的抗震设计理念。基于基础隔震核电站研究成果,应用上述抗震设计理念,在增加附加质量很小的情况下,实现了BIS与TMD相结合的抗震结构设计。与传统非隔震模型和基础隔震模型比较,研究了该混合抗震结构的减震机理。结果表明:混合抗震结构综合了BIS与TMD的优点,避免了BIS和TMD各自的内在缺陷,进而验证了提出的抗震结构的减震效果,可以满足核电站的特殊抗震要求。     

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。     

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。     

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     

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。     

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。     

国家“七五”重点攻关科研项目《预应力混凝土核安全壳极限承载能力分析》通过技术鉴定

近年来,国外多次出现核电站的安全事故,造成重大的经济损失和大面积的环境污染,引起世人关注。我国自行设计建造的第一个核电站—秦山核电站,其安全壳的可靠程度是国内外普遍关心的问题。为解决安全壳的设计理论和了解安全壳的安全可靠性,中国建筑科学研究院结构所于1987年承担了同家“七五”重点攻关项目《预应力混凝土安全壳极限承载能力分析》的研究课题。课题研究工作于1991年3月完成并通过了国家鉴定。课题以秦山核电站安全壳的设汁、建造条件为依据,进行了1/10比例缩尺模型的内压破坏试验和拟动力试