核电厂混凝土安全壳中预应力的分布和损失

本文研究了核电厂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和由于预应力施加产生的变形情况，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以及其安全性问题。     

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。      

飞机撞击核反应堆安全壳的动力学分析

运用MSC．DYTRAN软件分析了飞机撞击反应堆安全壳的动力学问题,给出了混凝土的变形图和撞击物的速度变化曲线,比较了选用不同材料模式的计算结果,并与经验公式的结果进行了对比。选用混凝土的帽形材料模型得到结果略低于经验公式的结果。     

秦山核电厂预应力安全壳的结构设计

本文介绍了秦山核电厂安全壳的设计概况,作为后张法预应力壳体结构,本文从选型考虑到结构概貌、设计依据、应力分析以及预应力钢束及钢衬里的设计考虑等各个重要环节都作了较为详细的叙述。它不仅对核结构的设计具有较大的参考价值,而且对某些预应力筒仓,贮罐和水池结构等的设计也有一定的参考价值。     

核电厂新型预应力混凝土安全壳及其非能动冷却系统设计与分析

本文以CAP1700核电厂为例,提出了一种新的核电厂预应力混凝土安全壳及其非能动冷却方案,介绍了新式非能动安全壳冷却系统热工水力计算方法,并给出事故工况下新非能动安全壳冷却系统的运行参数。结果表明,CAP1700非能动安全壳冷却系统的设计是可行的,能满足事故工况下的冷却需求。贮水箱水量有很大的裕量,可通过计算进一步优化贮水量。     

预应力安全壳强度监测方法探讨

提出了核电厂安全壳的粘结预应力系统在役检查方案的新思路,探讨了其实现的可能性和必要的前提条件。比较了与其他各种不同方案的优缺点。展望了其推广应用的前景,并提出了预应力安全壳强度监测的概念。     

核电厂安全壳中预应力的数值模拟

在预应力混凝土安全壳结构计算中,预应力的计算分析以及模拟是十分重要的一部分。本文根据某核电厂安全壳预应力的布置情况,对预应力损失的分析过程进行了说明,并介绍了在安全壳数值模拟中用降温法模拟预应力的具体方法,同时采用修正系数对温降值进行修正,消除了传统一次降温法所产生的预应力损失,使预应力的模拟更为精确。此方法具有较高的通用性,供行业内工程设计人员参考。     

某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探

核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,本文计算了LOCA下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布,并与理论值进行了比较,验证了计算模型的正确性。初步分析了高温、高压作用下安全壳结构变形的规律,总结了混凝土温度效应和预应力系统的作用,可为安全壳结构设计提供参考。     

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。     

安全壳预应力系统设计施工中应注意的问题

从核安全的角度简述了核电站安全壳预应力系统在设计施工中应注意的考虑的一些主要问题，同时强调了在整个工程实施过程（包括设计、施工、材料的购买、运输和保存等）中，质量保证的重要性。     

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。     

基于构件尺度的预应力混凝土徐变模型研究

为评估核电厂安全壳结构的长期预应力损失,以预应力混凝土梁为研究对象,采用试验研究与理论分析相结合的方法,建立预应力混凝土徐变预测模型。在已有的预应力混凝土梁徐变试验基础上,采用相同的混凝土材料进行相同环境下的收缩试验,以测定预应力混凝土梁的实际收缩变形。考虑到混凝土收缩、徐变、预应力筋松弛的耦合作用,引入龄期调整有效模量法,建立由试验数据推导混凝土徐变系数的计算方法,最终建立预应力混凝土徐变模型并预测其长期徐变变形,为核电厂安全壳结构长期预应力损失评估提供了理论支撑。     

全厂断电时安全壳直接加热的概率研究

安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期失效的潜在因素,本文应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),对堆芯碎片中UO_2的质量和Zr的氧化份额的概率密度分布抽样,对安全壳直接加热模型TCE(Two-cell Equilibrium)编程,将抽样结果带人TCE模型中计算,得到安全壳压力峰值的累积概率分布和安全壳失效概率,研究压水堆全厂断电始发事故下轴封破口面积不同的情况对下封头失效后安全壳压力峰值的影响。其中TCE模型的输入数据由严重事故分析程序计算给出。     

AP1000钢制安全壳厚度对传热性能的影响

AP1000是目前世界上安全性最高的第三代大型压水堆之一,相比于二代压水堆,其重要特征是将预应力混凝土的安全壳改为钢制安全壳,在整个冷却过程中钢制安全壳起着重要的作用。本文利用WGOTHIC程序建立AP1000整体长期空气冷却模型,对安全壳厚度进行研究,得到了传热性能与安全壳厚度的关系。结果表明,在一定范围内随安全壳厚度的增加,总体安全性得到较大提升,这为采用钢制安全壳的核电站设计提供了理论参考。     

秦山核电厂安全壳预应力钢束的试验研究

本文介绍预应力安全壳1:1模型试验中大吨位曲线钢束两个阶段的试验研究。第一部分镦锚体系的试验证实了:在影响曲线束摩擦系数的各项因素中,润滑剂起了决定性的作用。同时通过对比找到了既经济又实用的润滑剂。第二部分介绍钢绞线体系的试验情况,并指出该锚具锚固能满足国内规范要求。     

安全壳冷却对氢气风险管理的影响研究

严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气风险的影响。利用MATLAB开发了安全壳氢气可燃性判断辅助计算(CA)用于氢气可燃性判断。在此基础上,利用一体化分析程序建立了核电厂主系统与安全壳耦合分析模型,研究了安全壳惰化与恢复安全壳冷却对氢气风险的影响。分析表明,以50%流量开启安全壳冷却,能够维持安全壳压力且内部环境处于惰化状态,结合CA,能够通过控制安全壳压力实现缓解安全壳的氢气风险,可为技术支持中心制定相关缓解策略提供参考,提高严重事故管理导则的可执行性。     

百万千瓦级核电厂安全壳结构设计与试验研究

通过建立符合先进核电厂安全壳结构特点的线性和非线性有限元分析模型,得出合理的安全壳预应力张拉顺序,计算出安全壳在设计事故内压、严重事故内压状态下的工作生能及其极限承载能力,并与110的大比例尺结构模型试验结果相互比较,取得一致的结论先进核电厂安全壳符合国际上极限承载力≥25倍设计内压的合格标准.从而验证了先进核电厂安全壳概念设计的合理性.     

非能动安全壳冷却系统综合性能试验研究

新开发的非能动安全壳冷却系统(PCS)需要进行试验验证,缩比例试验是一种直接有效的验证方法。本文介绍了PCS综合性能试验台架的比例设计方法、试验台架系统、试验工况。分析了典型试验工况下壳内压力变化情况,气相存在、壳体冷凝换热的无量纲数变化特性,结果表明关键无量纲数处于可接受范围。证明了采用的PCS试验方法的合理、有效,采用该方法设计的台架试验结果可以对原型的物理现象进行准确的相似模拟。     

安全壳极限承载能力研究

安全壳极限承载能力的研究为现役核电站安全壳缓解严重事故的能力提供可靠的依据。通过对预应力钢筋混凝土的弹塑性分析判断在何种温度和压力下安全壳将会由于产生贯通裂缝出现泄漏是本项研究的目的。