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。     

安全壳极限承载力中预应力的数值模拟

某核电厂的安全壳采用了预应力混凝土结构,其中预应力钢束布置形式比较复杂。结合安全壳结构极限承载力项目,根据安全壳预应力钢束的特殊布置形式,对钢束的几何形状进行研究,推导出了钢束的空间几何曲线方程,采用MATLAB对预应力钢束进行了数值计算,完成了ABAQUS有限元模型中钢束的定位和建模工作,计算每根钢束各个位置的预应力值,并完成了加载工作。通过已有的数据可以验证,钢束定位和预应力计算结果具有较高的精度。所述的方法对于安全壳的预应力设计和施工也有较大的指导意义。     

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。     

安全壳预应力系统三维仿真研究

对于预应力混凝土安全壳结构,预应力系统是其十分重要的一部分。目前,更精确的模拟分析,即在独立的预应力模型与安全壳模型之间采用耦合的方式考虑其相互间的作用,成为预应力安全壳设计分析的发展趋势。预应力系统相比一般结构要复杂得多,特别是大开口附近和穹顶处的预应力筋,其几何特性呈现空间曲线形状,设计具有一定难度。借助预应力系统的平面展开图,得到其投影平面图,并利用预应力钢束所在不同坐标平面内投影的几何特性,得到所有结点坐标信息,进而通过曲线拟合建立三维预应力模型的方法,具有较高的通用性。     

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     

CNP1000核电厂安全壳1:10模型拟动力试验

由半球形穹顶、筒体和2根扶壁柱组成的预应力混凝土安全壳是我国最新开发的CNP1000先进核电厂的标志建筑物。为验证其在峰值加速度为0.2 g的设计地震水平SL-2工况下的安全,为该安全壳的技术系统集成提供模型结构动态试验依据,完成了该安全壳一个11∶0预应力混凝土模型的单自由度拟动力试验。试验分两个阶段,加载方向分别与安全壳的扶壁柱连线垂直和一致;在有限元分析的基础上,确定了两个阶段试验单自由度体系的理论质量。采用人工波作为地震输入;每个阶段分别进行3个工况试验,地震峰值加速度分别为1 g、2 g和3 g,根据相似关系,对应于实体结构分别为0.1 g、0.2 g和0.3 g;模型结构阻尼比分别取为0.02、0.05和0.05。结果表明,在峰值加速度2 g地震作用下,筒体底部个别测点达到混凝土开裂应变,模型等效抗侧刚度降低仅5%;在峰值加速度3 g地震作用下,除筒体底部外的筒壁测点的应变都小于混凝土开裂应变,模型等效抗侧刚度降低约14%,结构处于弹性阶段。半球形穹顶安全壳具有大的抗震安全储备。     

超设计基准压力下安全壳结构性能研究

日本福岛严重核事故后,超设计基准事故日益受到关注,核电厂在发生超设计基准事故(或严重事故)后,最关键的是要确保安全壳的完整性。基于某核电厂安全壳结构,建立包含预应力钢束的混凝土安全壳结构三维有限元模型,施加内压荷载进行非线性有限元分析,根据假定的破坏准则,给出了安全壳的极限承载能力,并与美国桑迪亚国家实验室的试验比较,初步分析了超压作用下安全壳整体结构及设备闸门局部区域的变形规律,安全壳超压破坏主要是由于设备闸门洞口附近的局部破坏所致。     

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。     

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。     

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。     

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。     

内压荷载下EPR核电站安全壳非线性有限元分析

安全壳是确保核电站安全的关键设施,研究内压荷载下安全壳承载能力问题具有重要理论意义和工程应用价值。本文以欧洲提出的第三代原子能反应堆(Evolutionary power reactors,简称EPR)核电站安全壳为工程背景,考虑重力和预应力筋的作用,利用大型通用有限元分析软件ANSYS建立复杂的三维实体有限元模型,通过分析预应力筋的平均应力、安全壳变形及其混凝土应变,证实设计内压荷载作用下安全壳受力性能良好。在此基础上,采用两种极限状态判断准则(混凝土的拉应变准则和预应力筋的屈服应力准则),对其进行了极限状态分析。研究结果表明,该EPR核电站安全壳的内压极限承载力约为1.60MPa,其安全裕度能够满足极限承载力大于2.5倍设计内压的国际标准,从而验证了设计的安全性。     

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。     

中、美、法压水堆预应力混凝土安全壳结构设计标准关于应力、应变限值的差异分析

针对压水堆预应力混凝土安全壳结构设计,中国国家能源局标准NB/T 20303《压水堆核电厂预应力混凝土安全壳设计规范》、美国标准ACI 359《锅炉和压力容器规范》、法国标准RCC-CW《压水堆核相关土建结构设计和建造标准》均给出详细的设计要求。中、美、法安全壳设计规范关于安全壳的设计总体目标、功能要求、设计方法、荷载和荷载组合等要求基本一致,但针对安全壳结构设计的应力、应变限值要求有一定的差异。安全壳设计基准下的结构正常使用和承载能力水平是否一致,难以做出判断。研究分析了中、美、法安全壳设计标准关于安全壳结构应力、应变限值要求的差异,并给出了相关建议。     

布置倒U型与倒V型预应力筋的安全壳受力性能分析

以某核电站安全壳为背景,在原设计方案环向预应力筋和竖向预应力筋正交布置方式(HP-VTPT)与双向交叉螺旋线型预应力筋布置方式基础上,提出倒U型与倒V型预应力筋混合布置方式(IU-IVPT);基于安全壳混凝土的预应力一致原则,推导了由HP-VT-PT布置方式向IU-IV-PT布置方式转换的算式;选用大型通用有限元软件ANSYS,建立有限元实体模型,从顶点竖向位移、筒身径向位移和混凝土应力等方面分析,IU-IV-PT布置方式下安全壳受力性能与HP-VT-PT布置方式下受力性能基本一致,并采用等效荷载法验证了两种预应力筋布置方式是等价的,对其在水平荷载下进行推覆分析,结果表明:安全壳屈服时侧向位移和基底剪力屈服值分别提高64%和28%。     

核电站安全壳的固有特性分析

本文是核电站遭袭后果评估的一部分内容，不考虑核电站安全壳内部复杂的结构和设备、管道，仅对安全壳的预应力混凝土结构的固有特性进行分析，从而得出安全壳振动模态的各阶频率。     

按不同标准设计的CPR1000安全壳内压易损性分析

为研究内压荷载作用下材料参数不确定性对CPR1000安全壳结构实际性能的影响,对CPR1000安全壳结构建立了三维非线性有限元模型。按照欧洲标准、中国标准和某安全壳实测数据给出的材料随机参数,利用蒙特卡罗方法形成较大的安全壳计算模型样本空间。分析各个模型样本内压荷载作用下的破坏模式,根据给定的安全壳结构性破坏准则,进行易损性分析,进而比较按照欧洲标准、中国标准设计的安全壳和某实际安全壳内压荷载作用下的概率意义下的安全性能。计算结果表明,某实际安全壳的内压载荷下的安全性高于按中国标准设计的安全壳,低于按欧洲标准设计的安全壳。     

岭澳核电站安全壳预应力施工与监测束孔道灌油技术

岭澳核电站安全壳为后张预应力混凝土结构,文中介绍了安全壳预应力设计特点、施工方法、监测情况以及监测束灌油技术。