田湾核电站安全壳预应力张拉技术

田湾核电站安全壳预应力实际张拉力达11．2MN,为国内最大吨位预应力,钢束最长为178．42m,属超长预应力钢束。锚具部件的安装包括竖向钢束、水平钢束。筒体墙和穹顶水平钢束初步张拉采用等应力张拉,主张拉采用C1500F千斤顶。张拉结束后,锚固夹片并将荷载传递至锚块上,检查滑动量后二次紧固。简体墙竖向钢束采用两端同时张拉方式,张拉程序与水平预应力张拉相同,通过控制千斤顶压力及测量延伸率、夹片拉入值进行预应力张拉质量控制。     

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     

岭澳核电站安全壳预应力张拉施工

岭澳核电站安全壳应用了法国Freyssinet公司K系列后张预应力体系,采用大吨位千斤顶分级张拉预应力筋,以及应力控制和伸长值校核的双控措施,严格遵循对称施工的原则,并进行了摩擦测试。     

秦山核电厂安全壳预应力施工

秦山核电厂安全壳采用后张法有粘结预应力张锚体系,预应力筋按竖束、水平束、穹顶束三维布置,多方位施加预应力,张拉吨位大,数量多。预应力孔道采用镀锌金属波纹管。自制穿束机操作简单,移动方便,且可控制钢绞线进退。在张拉和孔道灌浆中经一系列试验,确定合理的工艺,保证了施工质量。     

核电站安全壳混凝土结构长期预应力预测模型初步研究

基于ACI209R-92、CEB-FIP(1990)、GL2000收缩与徐变模型基础,充分考虑了混凝土的收缩、徐变和预应力钢筋松弛的耦合作用后推导出安全壳长期预应力预测的计算模型。通过计算分析,其中基于CEB-FIP(1990)模型的预测值与实测值更为接近。采用3 000 h内的预应力监测值修正模型后,该模型对长期预应力值的预测更为合理。该研究成果为核电站的长寿期运行提供了很好的技术支撑。     

大亚湾核电站反应堆安全壳预应力技术

大亚湾核电站反应堆安全壳预应力工程 ,采用法国标准的FreyssinetMonogroup体系 ,由 1 9股或 36股T1 6钢绞线组成钢束穿入刚性及半刚性导管中进行后张拉得到预应力。安全壳预应力分为水平、竖向和穹顶 3个系统 ,水平方向采用 360°全周长布置。钢束张拉需严格按规定的先后张拉次序进行。为防止钢绞线锈蚀 ,张拉后导管内用缓凝水泥浆灌浆。     

恰希玛核电站安全壳预应力张拉施工

恰希玛核电站安全壳预应力应用了１９Ｔ１６ 后张群锚体系,单束张拉力约３８００ｋＮ,分５ 级张拉预应力筋,采用应力控制、伸长值校核的双控措施,严格遵循对称施工的原则     

参数选取对预应力钢绞线张拉计算的影响分析

预应力筋张拉设计施工过程中,均须准确计算出预应力筋的张拉伸长值,用于预应力值校核,而参数的选取对预应力伸长值有一定影响,本文结合工程实例计算预应力张拉伸长值,并分析了在摩擦系数及弹性模量可取值范围内对伸长值影响程度。结果表明：孔道每米局部偏差对摩檫的影响系数对张拉伸长值的影响比较小,预应力筋与孔道壁的摩檫系数较大,弹性模量最大,分别占伸长值的0.2％、3．1％、10．2％。     

核电站预应力混凝土安全壳模型试验及分析研究

介绍秦山核电站预应力混凝土安全壳1∶10模型试验的主要结果及其与理论分析的比较。除进行内压破坏试验外,还利用该模型完成了模拟地震的拟动力试验和大开孔试验,取得了一大批重要的实测数据,为评价秦山及大亚湾核电站安全壳的安全性提供了重要的试验依据。证明该电站预应力混凝土安全壳有大约3倍于事故内压的极限承载力和能安全地经受0.15g的强烈地震,其设备大开孔的加强措施是安全的和合理的。此外,论证了非线性有限元分析程序的可靠性,为安全壳的设计提供了有效的理论分析手段。     

预应力混凝土收缩徐变空间计算程序

针对目前桥梁结构非线性分析软件的不足,按有效弹性模量的计算方法,编制了用于分析预应力混凝土桥梁结构收缩、徐变的程序,并根据工程实例,验证了程序的合理性与实用性,以促进其推广。     

某安全壳预应力原位检测试验与吻合分析

核反应堆安全壳预应力结构系统是保障结构正常工作的屏障,为了对预应力系统的有效性作出可行性评估,在整个预应力系统中选取了两根水平环向束作为原位检测束。现场采用VH10000型振弦式测力计进行检测,通过试验实测数据和理论计算相互比较,确定安全壳是否能够投入使用。     

某核电厂安全壳压力试验及应变分析

核电站安全壳是核电厂最后一道核安全屏障,根据国际原子能机构的规定和国际惯例,安全壳投入使用必须经过结构强度试验和密封性试验。以CANDU堆型某电厂1号安全壳压力试验为蓝本,阐明应变测量技术在结构性能评估的应用;通过试验应变的测量以及与理论应变的比较分析,给出应变测量的具体影响因素、量值差异原因以及结构得以验证的试验与理论应变相吻合的结论;最后,文章给出了一种结构性能参数的具体计算方法,为结构在役性能评估提供了基础数据。     

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。     

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。     

索膜结构非线性有限元找形荷载全过程分析

基于索模结构非线性有限元理论,膜单元采用考虑小应变大位移的平面三角形单元,索单元采用考虑大变形的二节点直线杆单元,引入支座提升方法和杨氏小模量理论,给出了一种索膜结构找形的方法。随后应用通用有限元软件ANSYS,对某高校看台膜结构进行了找形分析,并依照新的膜结构技术规程,进行了荷载分析。找形及荷载分析结果符合规程要求,证实了该方法的有效性和可行性。     

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.     

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。     

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。     

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。     

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。