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。     

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…     

AP1000钢制安全壳SIT试验良好实践经验反馈

钢制安全壳作为压水堆核电厂防止放射性物质泄漏的最后一道安全屏障,需要在建造完成后进行结构完整性试验SIT,是验证钢制安全壳的结构合格与否的关键性试验,确保其在核电厂运行工况下没有结构变形或相关缺陷的存在,评价安全壳的结构完整性。本文对AP1000核电机组钢制安全壳的SIT试验过程中良好经验反馈进行了总结,为后续CAP1000和CAP1400项目钢制安全壳的SIT试验的实施提供参考和借鉴。     

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。     

V对低合金MnSiCr空冷贝氏体/马氏体复相钢强韧性的影响

反应堆安全壳结构起着包容放射性物质和保护反应堆系统免受外界干扰的作用,是关系到核电站安全运行的重要结构。核反应堆筒体预应力钢筋混凝土结构用精轧螺纹钢筋的强韧性直接影响安全壳的寿命。为了开发新一代超高强钢筋,在新型空冷Mn系贝氏体钢的基础上进行V微合金化,并采用空冷回火工艺,实验钢筋的屈服强度达到1494MPa,抗拉强度1688MPa。利用SEM、TEM等方法研究V微合金化对实验钢强韧性、组织、相变的影响,对（Ti,V）C析出物形貌、分布及大小进行了观察和研究。     

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。     

百万千瓦级压水堆核电站成套施工技术开发与应用

文章对核电站核岛在土建施工中的特种混凝土配制与施工、双层安全壳施工、钢衬里制造与安装、预应力施工作了详细介绍。对反应堆压力容器的安装、堆内构件的安装、特种焊接技术等也作了系统描述。并将成果与国内外进行了比较,说明其推广应用价值。     

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。     

泰山核电二期工程安全壳结构整体性试验

本文结合秦山核电二期工程IRX安全壳结构整体性试验，介绍了其测试原理和方法，验证标准以及试验结果与分析。     

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。     

用计算机自动设计反应堆安全壳

【日本《原子能工业》1983年9期第56页报道】日本大成建设公司研制出用计算机自动设计核电站反应堆预应力混凝土安全壳(PCCV)的自动设计设备 PC—ADE。这种自动设计设备包括预应力混凝土钢筋束配置设计、     

核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析

核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软件系统地分析了核安全壳极限抗压承载力,并给出了结构自重、预应力、钢衬里等因素的影响规律。研究表明,当内压增大到0.87 MPa时,安全壳筒壁上部混凝土开始进入塑性;当内压增大到1.02 MPa时,钢衬里最大拉应变超过限值3 000×10-6,安全壳达到极限状态。在各种影响因素中,预应力和钢衬里对安全壳的极限内压和破坏形式起着关键作用。本文研究结果对核安全壳极限承载能力分析、结构设计和安全评定等方面具有一定的参考价值。     

核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析

核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软件系统地分析了核安全壳极限抗压承载力,并给出结构自重、预应力、钢衬里等因素的影响规律。研究表明,当内压增大到0.87MPa时,安全壳筒壁上部混凝土开始进入塑性;当内压增大到1.02MPa时,钢衬里最大拉应变超过限值3 000×10-6,安全壳达到极限状态。在各种影响因素中,预应力和钢衬里对安全壳的极限内压和破坏形式起着关键作用。本文研究结果对核安全壳极限承载能力分析、结构设计和安全评定等方面具有一定的参考价值。     

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。     

台山核电站内安全壳混凝土配合比设计

内安全壳是核反应堆厂房的核心建筑物。由于在台山核电站首次使用C60/75混凝土,在借鉴国内外其他混凝土强度等级的配合比设计的基础上,从原材料的选择、混凝土配合比试验和模拟试验等方面论证如何获得理想的混凝土配合比。     

地下核电站安全壳再循环系统设计的初步论证

核电站建造于地下,反应堆厂房洞室外具备天然的裂变产物屏障,在安全壳外洞室内设置安全壳再循环系统,预防并缓解放射性裂变产物释放,维持安全壳的完整性。该系统同时整合了卸压、过滤、排热安全功能,充分发挥地下核电站重力补水和天然屏障的安全优势,可以非能动运行。本文通过简单的计算分析开展初步论证,证明该系统可以有效实现三大安全功能,是适合于地下核电站的安全系统。     

核电站安全壳密封性试验系统搭建

安全壳是压水堆核电机组的第三道安全屏障,其主要作用是防止放射性物质向外界环境扩散。定期检查机组安全壳在反应堆失水事故(LOCA)压力下的泄漏率,是核电机组安全运行的重要保障。论文基于泄漏率算法模型,搭建安全壳密封性试验系统,具体包括试验设备硬件选型、采集软件编程、试验数据处理方法。通过工程实践,实现了高精度试验数据采集和安全壳泄漏率分析计算。论文成果兼具创新及实用性,可广泛运用于核电站安全壳密封性试验。     

秦山第二核电厂安全壳结构在线监测系统改造及应用

利用基于激光测量技术的测微传感器实现安全壳水平变位监测系统改造,利用具有模拟信号输出功能的精密位移传感器替代安全壳垂直变位监测装置,再将安全壳变位、混凝土应变、灌油钢束预应力、混凝土温度等测量参数全部传输至系统监控主机,实现整个系统数据的自动采集、传输、存储和处理。改造后的安全壳结构在线监测系统优点突出,在秦山第二核电厂安全壳整体结构试验及日常安全壳结构性能监测中得到了较好的应用,可为其他同类型核电机组提供借鉴。     

“华龙一号”核电厂倒U形预应力钢束摩擦力试验研究

“华龙一号”作为完全自主知识产权当代核电技术,其内层安全壳采用了倒U+水平预应力布置的预应力混凝土结构,在预应力正式施工前为了测试预应力孔道的摩擦力系数与设计数值的吻合度,需要选定特定的钢束通过千斤顶进行逐级拉伸测试其伸长值、拉力值,通过计算得出实际的摩擦系数。设计人员根据试验结果与理论数值的对比,验证和判断预应力孔道的成孔效果,并以此判断是否需要调整设计摩擦系数、张拉力和伸长值等理论数据。作为首堆工程,针对“华龙一号”核电厂倒U形钢束的摩擦力试验结果具有很好代表性和指导性。     

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.