CARR堆反应堆厂房结构分析与密封设计

CARR厂房为典型短周期结构,是由不同结构形式和不同材料结构单元构成的复杂结构体系.部分结构整体内力分析采用Algor程序,厂房结构局部应力分析采用ANSYS程序,预应力混凝土结构计算采用PREC程序.分析计算表明,结构的最大位移发生在侧墙的中部,打压状态下的位移量约为2.28mm.应力较大的部位发生在顶板与侧墙、侧墙与楼板交接部位及两面侧墙的交角处,最大应力为2.7MPa.大梁计算挠度为13.5mm,反拱值为7.5mm,预应力度为0.745.为了控制钢筋混凝土构件的裂缝,屋面部分采用预应力混凝土结构.选用环氧树脂加玻璃布涂装衬里为密封厂房的内衬方案.     

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。      

百万千瓦级压水堆核电厂核岛土建设计的厂址适应性分析

以我国现有的百万千瓦级压水堆核电厂为对象,应用有限元分析软件ANSYS,通过对各种载荷组合工况和楼层反应谱进行全面分析评估,揭示了现有设计的厂址适应能力,分析给出了现有设计厂址的核岛厂房土建设计和楼层反应谱的适应性等主要包络参数范围。分析结果表明,现有结构设计的厂址适应范围较为广泛,抗震设计的厂址适应范围稍微偏窄。     

核电站核岛厂房复杂地基静力分析及处理方案

针对局部非均质、非岩性复杂地基,应用有限元软件ANSYS建立了地基、筏基与上部结构的一体化三维(3D)有限元模型,精确模拟捕虏体的力学特性和空间分布形态,并对捕虏体参数进行了敏感性分析,对地基不均匀沉降、筏基及上部结构内力分布、结构配筋设计等进行了综合评价。分析结果表明,在特定的捕虏体分布状态的情况下,围岩可以承担上部结构传来的荷载,捕虏体的存在对结构设计的适应性不构成影响;用C25素混凝土置换捕虏体时,置换深度为2 m时,筏板的位移值与置换深度的比值最大,经济性相对较好。     

压水堆核电站预应力安全壳三维仿真设计与应用

预应力安全壳因其复杂的预应力系统,被视为核岛厂房最为复杂的结构。依托在建核电项目,通过三维仿真设计平台PDMS,把复杂几何关系以离散的形式编写到程序代码中进行预应力三维仿真设计,最终实现预应力钢束绕洞口快速三维建模、闸门区域水平预应力钢束并筋、碰撞检查等功能,同时通过三维仿真设计平台PDMS的二次开发进行平面展开图自动导出、钢束信息智能统计、预应力损失及伸长值自动计算。应用结果表明,采用三维仿真设计平台PDMS进行建模并对此平台进行二次开发不仅提高了预应力三维设计精度和效率,同时提高了设计质量,具有一定的应用推广意义。     

CARR堆反应堆厂房土壤-结构相互作用与楼层反应谱分析

土壤-结构动力相互作用(SSI)分析及楼层反应谱(FRS)计算是中国先进研究堆(CARR)工程抗震设计的重要环节.本文采用直接法,通过建立二维土壤-结构共同工作计算模型,并分3个方向进行地震动输入,考虑土壤-结构相互作用对反应堆厂房地震反应进行分析,计算出厂房基础部位和各楼层在不同工况下的地震反应及楼层反应谱.     

核电厂安全壳预应力摩擦及锚固损失分析

在核电站安全壳的研究中,预应力的分析计算是十分重要的一部分。安全壳预应力筋分布密集、复杂,特别是在闸门洞口这个敏感部位更是出现了三维空间曲线形状,加大了摩擦损失,必须予以考虑。本文通过对CPR1000堆型安全壳预应力的摩擦及锚固损失分析,给出了反向摩擦影响长度的简单计算方法和安全壳标准段,闸门洞口附近以及安全壳穹顶预应力筋沿长度方向的应力变化曲线,供工程设计人员参考。     

CPR1000安全壳结构极限承载能力分析

安全壳的极限承载能力是评估安全壳安全性和可靠性至关重要的指标.在Abaqus中通过分离式建模建立CPR1000堆型安全壳三维有限元模型,在自重及预应力载荷下,施加0~3倍范围内压载荷进行非线性有限元分析.对于破坏准则,提出安全壳的极限承载能力包括功能性失效和结构破坏的2个阶段,并给出相应的破坏准则.计算结果表明,在内压载荷达到1.83倍设计内压时,大量混凝土开裂,钢衬里部分屈服,可认为安全壳达到功能性失效;在内压载荷达到2.16倍设计内压时,预应力筋开始屈服,可认为安全壳达到承载力极限状态.     

核安全壳截锥体区域受力性能试验研究

核安全壳的壳体与筏板基础交界处（截锥体区域）形状不规则且受力复杂，研究该区域的受力机理对掌握整个安全壳的结构性能十分重要。以核安全壳截锥体区域为研究对象，在利用ABAQUS软件计算分析得到合理的截锥体缩尺模型的基础上，制作了缩尺比例1∶3的2个试件，分别进行无内压和有内压2种荷载工况下的静力试验。试验结果表明：试件1（无内压）破坏方式为弯剪破坏，发生27.7 mm水平位移；试件2（有内压）破坏方式为剪切破坏，发生32.6 mm水平位移。两试件主要裂缝区均为内侧底板与截锥体区域交界处，钢筋屈服位置主要出现在上部底板长度方向钢筋处，截锥体外侧竖向钢筋未充分发挥作用。相关结果可指导结构配筋优化工作。