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。     

核电厂安全壳首次整体在役试验方案优化

安全壳整体试验是压水堆核电机组一项特大型、高风险、高难度的试验,通过模拟设计基准事故工况下安全壳内的峰值压力,在事故峰值压力平台下,进行安全壳整体泄漏率测量及各压力平台安全壳结构试验,以验证其密封和结构性能。安全壳整体试验是国家核安全局监管的一个重要见证点,试验结果直接决定是否能够启动反应堆发电。301大修安全壳整体试验是3号机组首次在役试验,本次试验汲取了秦山第二核电厂以往6次安全壳整体试验的经验和其他电厂的反馈,试验方案更加科学,试验的组织管理更为规范。文章对301大修安全壳整体试验的经验进行了论述和总结,希望对电厂以后的安全壳整体试验提供参考。     

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。     

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.     

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。     

先进核电厂安全壳结构模型试验

安全壳是承受设计基准事故工况的安全屏障。掌握其先进技术,对于保证我国的核电地位,适应核电技术发展方向有着重要意义。冶金工业部建筑研究总院受上海核工程研究设计院的委托,承担了先进核电厂安全完结构模型试验项目。安全壳结构模型试验与工程实体安全壳结构试验相比,可对关键技术问题进行更加深入的试验研究。本模型试验通过位移、应变、裂缝、预应力值的试验结果,检验结构的非线性分析理论,实测极限承载能力和破坏状态,并为实体设计提供试验依据。最终的破坏试验将在今年7月结束。本模型属于第三代预应力混凝土安全壳,模型与…     

秦山核电厂预应力混凝土安全壳的结构研究和设计

回顾和总结了秦山核电厂的预应力混凝土安全壳设计全过程,简单地介绍了对预应力钢丝束的试验,描述了结构型式、设计基准和分析方法,并扼要地指出了混凝土防裂考虑和后张体系及钢衬里设计的概貌,介绍了对秦山核电厂安全壳结构极限承载性能所进行的模型试验及非线性分析研究。最后介绍了秦山核电厂安全壳的整体性试验,指出秦山核电厂的安全壳试验实测值与预期值相符,结构性能良好,气密性也完全符合要求。     

不同国家对核电厂安全壳结构完整性试验要求综述分析

文章结合国内外主要国家对压水堆核电厂安全壳结构完整性试验的基本规定,分别对钢制安全壳和预应力混凝土安全壳结构完整性试验的试验次数及间隔、试验压力、加压卸压速率、加压分级、保压时间、验收准则等方面进行了介绍,指出了各国法规和标准规定的不同之处,并结合某项目的实际打压试验情况,给出了安全壳进行结构完整性试验的建议。     

先进核电厂半球顶安全壳抗震分析

安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构,是防止设计事故发生时放射性物质扩散的最后一道屏障,是确保核电厂安全的关键设施.因此,必须在设计中考虑到安全壳在可能的、会引发重大核事故的意外荷载作用下的工作性能.地震是核电厂整个使用过程中有可能出现的自然灾害之一,并可能引发重大事故,所以,必须对安全壳结构进行严格的抗震性能分析,设计要保证预应力混凝土安全壳能够承受SSE作用而不被损坏.本文通过有限元模型的计算与分析,得到先进核电厂半球顶安全壳结构在SSE作用下的应力、变形、位移等地震反应,由此进行安全壳结构构件抗震分析计算.计算表明,半球顶安全壳结构在SSE作用下,安全壳结构安全可靠,结构的设计能够满足我国核电厂安全导则对抗震Ⅰ类结构的规定.     

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。     

基于ANSYS的核电厂安全壳结构非线性有限元分析

对核电厂预应力混凝土安全壳结构进行了内压作用下的非线性有限元分析.详细介绍了ANSYS中的混凝土单元SOLID65及混凝土材料的本构关系,并对非线性求解过程中影响收敛的因素进行了分析；同时,以福清核电厂5、6号机组内层安全壳为工程实例进行有限元计算.结果表明,15 m至30 m标高范围内的径向位移大于其他高度的径向位移,标高25 m左右径向位移最大；内压加至0.42MPa,模型结构仍处于受压状态,满足使用要求.分析表明,福清核电厂5、6号机组安全壳结构在设计内压作用下是安全的,可为安全壳整体性试验提供参考.     

接触爆炸荷载作用下核电站安全壳的动力响应分析

在现代战争中或遭到恐怖袭击时,核电站极有可能遭受精确制导装药的直接打击核电站安全壳是防止放射性物质向环境释放的大体积预应力混凝土筒壳结构,是特殊环境条件下的重点防护目标。根据核电站安全壳的结构形式．采用流固耦合算法,对装药接触核电站安全壳表面爆炸时,爆炸冲击作用下安全壳的动力响应进行了数值模拟,得出了装药接触爆炸时结构的破坏情况以及应力分布规律;数值模拟结果可为核电站在战时的安全防护对策制定提供参考依据。     

CANDU6核电厂无过滤安全壳通风模式的研究

CANDU6核电厂早期设计未考虑严重事故对策,在严重事故下,CANDU6核电厂的安全壳容易失效。为了解决这一问题,本文研究了无过滤安全壳通风模式对CANDU6核电厂安全壳的影响。本文选取典型的全厂断电严重事故,利用重水蒸气回收系统作为无过滤安全壳通风的路径,初步研究了该通风模式下对安全壳完整性的保持和对裂变产物源项的滞留能力。研究表明:该通风模式可以有效保持安全壳的完整性,同时,对裂变产物源项也有一定的滞留能力。     

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。     

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。     

华龙一号安全壳热工响应确定论现实方法研究

失水事故（LOCA）是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法（DRM）对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。     

氢气催化复合器对核电厂严重事故的缓解效果

在严重事故条件下,安全壳内的氢气燃烧或爆炸威胁安全壳完整性,必须采取措施减小或消除安全壳的氢气风险。针对600MWe级核电厂的大型干式安全壳,以小破口失水诱发的严重事故序列为基准事故,计算分析了氢气催化复合器（PAR）消除安全壳内氢气的效果,及复合效应对安全壳压力温度的影响。研究表明：氢气催化复合器能够持续稳定地消除安全壳内氢气,但对于极其快速的氢气释放,它的消氢能力受到一定限制。