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。     

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。     

美国在役核电厂安全壳钢衬里锈蚀及修复技术研究进展

通过美国混凝土安全壳钢衬里锈蚀的一些典型案例说明了钢衬里的锈蚀特征,论述了钢衬里的锈蚀机理,介绍了国外学者对钢衬里锈蚀后力学性能变化、钢衬里局部锈蚀对安全壳完整性和易损性的影响进行的研究,最后论述了钢衬里锈蚀检测和修复技术。分析表明,安全壳钢衬里锈蚀包括由涂层失效引起的钢衬里内表面锈蚀和安全壳混凝土中的异物吸水导致的外表面锈蚀;钢衬里锈蚀对其强度影响不大,极限拉应变有较大程度的降低;钢衬里锈蚀深度小于原截面厚度的50%时,锈蚀对安全壳的完整性和易损性影响不大;当钢衬里锈蚀深度大于原截面厚度的50%时,锈蚀对安全壳的完整性和易损性将会产生较大影响。     

美国在役核电厂安全壳钢衬里锈蚀及修复技术研究进展

通过美国混凝土安全壳钢衬里锈蚀的一些典型案例说明了钢衬里的锈蚀特征,论述了钢衬里的锈蚀机理,介绍了国外学者对钢衬里锈蚀后力学性能变化、钢衬里局部锈蚀对安全壳完整性和易损性的影响进行的研究,最后论述了钢衬里锈蚀检测和修复技术.分析表明,安全壳钢衬里锈蚀包括由涂层失效引起的钢衬里内表面锈蚀和安全壳混凝土中的异物吸水导致的外...     

大气环境下核电站安全壳温度场的时程分析

在进行核电站安全壳结构的整体性能试验时,大气环境作用会干扰结构试验变位和应变的测试结果。为了了解环境影响的规律和幅度,从理论和试验验证上探讨了安全壳在大气环境下的温度场问题,建立了时程分析和估值的计算模式,研究了有关参数。编程计算结果与实测结果非常吻合。本研究对大型结构设计和探讨混凝土和砖混结构建筑顶层开裂的热作用规律也具有实际意义。     

核电站钢衬里模块化制作和施工技术

核电站安全壳内壁有一层薄钢板,称钢衬里。钢衬里与安全壳钢筋混凝土内壁粘接在一起,形成一道坚固、密实的防止核辐射的安全屏障。我国通过多座核电站建设,逐步积累一些钢衬里模块化制作和施工的经验,但还存在一些技术问题,需要继续研究解决。     

预应力混凝土安全壳模型施工期和后续使用性能分析

安全壳结构是核电站的一道重要安全屏障,其在施工期和后续使用期间的安全性备受关注。通过商业有限元软件ABAQUS建立安全壳结构模型(缩尺比例1∶3)研究在自重、混凝土收缩、预应力以及设计基准内压等荷载作用下安全壳的应力发展、变形情况以及开裂行为。计算结果表明,混凝土的收缩会使得受到约束的壳体底部大体积混凝土开裂。施加预应力后,孔洞周围混凝土会产生裂缝。在基准内压荷载作用下,部分裂缝会进一步扩展和延伸,但其他主体结构部分并未开裂。预应力钢筋的Von Mises应力有所增加,但并未达到钢材的屈服强度。研究结果可用于指导现有核电站的设计和施工。     

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。     

EPR核电站安全壳钢衬里模块化吊装优化分析

研究分析了欧洲第三代核电站(EPR,European Pressurized-water Reactor)核岛安全壳钢衬里的模块化吊装。首先研究了环形桁架在进行钢衬里吊装时最不利竖向荷载下的受力性能;其次对钢衬里吊装环形桁架进行了参数优化分析,研究环形桁架的不同参数变化对桁架性能的影响,确定出环形桁架的优化参数取值;最后对某核岛安全壳钢衬里穹顶吊装时的各项受力性能进行了研究,包括吊装受力分析、风荷载作用分析及吊耳节点有限元分析,并提出了一些参数的取值及吊装方案的合理建议,为工程施工设计提供了参考。     

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。     

某核电厂安全壳强度试验变位测量及分析

核电厂安全壳结构整体性试验,是核电厂交付使用前对安全壳结构进行的一次全面检测,以评判安全壳的实际性能是否满足设计要求。通过试验过程中安全壳筒身变位测量分析,安全壳结构变形表现出很好的响应能力,其位移和压力台阶相对应,性能特性明确,实测值与理论值接近,满足整体性试验验收标准。     

某核电厂安全壳强度试验混凝土应变分析

核电厂安全壳结构整体性试验,是核电厂交付使用前对安全壳结构进行的一次全面检测,以评判安全壳的实际性能是否满足设计要求。通过安全壳混凝土试验过程中应变分析,平均应变为线性,且平均应变和位移具有可逆性,恢复性好,与理论计算比较,二者吻合性较好,偏差较小,满足整体性试验验收标准。     

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。     

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。     

核电站安全壳锚固区局部应力研究

针对核电站安全壳大吨位钢索张拉的结构安全性,用三维有限元方法建立考虑锚具、网格钢筋以及孔道影响的精细分析计算模型,研究了锚固区混凝土的主应力分布状况以及传递机理,结合锚固区混凝土局部承压应力分布规律,为优化锚具结构和降低成本提供理论依据。研究结果表明,用网格筋代替螺旋筋可以提高试件开裂承载力并可以有效地控制劈裂裂缝的开展;张拉过程中锚具本身的应力低于材料的屈服应力;锚垫板下侧的拉裂破坏是可能导致核电站安全壳专用锚具在钢索张拉过程中损伤的主要破损类型。     

建筑结构设计中用钢量优化设计的探讨

钢筋混凝土结构单位面积用钢量是当前各方都十分关注的重要技术指标,结构设计在保证结构安全并满足设计规范构造要求的前提下,应尽量做到用钢量的优化。结合设计中的实践经验,对用钢量优化设计进行了初步探讨,以供设计人员借鉴参考。     

氯盐环境下混凝土结构的耐久性设计方法

为了建立氯盐腐蚀环境下混凝土结构的耐久性设计方法,根据混凝土结构性能劣化的特点,在分析结构耐久性失效状态、可靠度设置水平、环境荷载及抗力影响因素的基础上,建立了钢筋初锈、保护层锈胀开裂及锈胀损伤达到最大限值这3种情况下的耐久性极限状态方程.基于结构可靠度设计理论,引入荷载和抗力变量的分项系数来反映结构耐久目标可靠指标的要求,建立了结构耐久性设计的分项系数表达形式.按照概率设计与分项系数设计具有相同可靠度水平的原则,给出了抗力分项系数的确定方法及不同耐久性极限状态下抗力分项系数的取值.