退役核燃料干式贮存混泥土护箱受高温作用之效应研究

退役核燃料干式贮存设施主体由混凝土构成,混凝土得在长时期内承受残余核燃料释出的衰变热,加上台湾地区特殊的环境气候条件,混凝土材料可能产生劣化.依据核能安全混凝土结构物的材料规定的配比,我们制作了混凝土试样,用实验室模拟法研究干式贮存混凝土护箱在高温环境作用下可能出现的损害或劣化,甚至耐久性变差等.利用非破坏性检测方法(...     

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。     

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。     

核电站高性能大体积混凝土配制与施工技术

详细介绍了CPR1000+核电厂反应堆厂房筏基混凝土技术规格书要求.以阳江核电厂3#机组反应堆厂房(3RX)筏基A、B、C层混凝土整体浇筑为例,通过实验研究,确定了混凝土的合理配比,显著改善了混凝土各项性能,解决了CPR1000+大体积混凝土耐久性问题.通过人模温度控制、养护措施控制等大体积混凝土施工质量控制措施,解决...     

某核电厂钢筋混凝土楼板热分析及裂缝原因初探

混凝土结构养护期间必须进行温度控制,以保证结构构件的裂缝宽度不超过规范规定的限值。针对某核电厂反应堆厂房20.450m楼板构件,采用数值方法对混凝土楼板结构浇注养护进行了热分析。分析结果表明,混凝土楼板裂缝是温度应力和结构约束等因素综合作用的结果,且结构约束对楼板温度应力的影响更大。同时,进一步分析了楼板温度收缩机理,提出了加固措施,可为楼板裂缝加固设计提供参考。     

钢板-混凝土结构内部自密实混凝土工作性能与早期力学性能研究

具有良好工作性能的自密实混凝土是钢板-混凝土结构能够实现的前提。自密实混凝土的早期力学性能是钢板-混凝土结构设计的重要参数。本文通过实验的方法对自密实混凝土的工作性能和早期力学性能进行了研究。配制出满足钢板-混凝土结构要求的自密实混凝土,并给出钢板-混凝土结构设计所需的自密实混凝土早期力学参数。研究成果可以指导钢板-混凝土结构内部自密实混凝土的施工以及钢板-混凝土结构的设计和施工。     

反应堆吊篮在正常和劣化支撑条件下的振动模态特性

反应堆正常运行时,吊篮组件受到冷却剂的作用而诱发振动,往往会造成吊篮及其支撑结构发生疲劳破坏或松动脱落,危及反应堆的安全。通过长期对运行中的反应堆吊篮振动特性的监测发现:随着反应堆的运行,吊篮的固有频率,特别是梁式频率会发生较大的变化,而常规吊篮模态的计算方法是无法模拟和预测该梁式频率的变化规律。针对该问题提出了在劣化支撑条件下吊篮结构模态分析的计算方法和力学模型,该方法准确模拟了不同的劣化状态下吊篮的约束边界。以国内某堆型的吊篮结构为研究对象,分别计算了在空气和静水中支撑条件劣化5%、10%、15%、20%、25%、30%、35%、40%时的振动模态,并与国外学者相关研究的试验结果进行对比,结果表明:本文提出的反应堆吊篮在劣化支撑条件下的振动模态计算方法与相关研究的试验结果趋势一致,吻合较好。因此,该计算模型是合理、可行的,能够满足工程计算分析的需求。     

浅谈防止超长混凝土结构产生裂缝的问题

根据具体工程设计实践和体会，注重结构概念设计，简要分析了温度收缩裂缝的问题，并结合甘肃四零四地区温差大，气候干燥这一地区特点，重点介绍了对超长混凝土结构如何有效设置后浇带及其它一些控制和抵抗温度收缩应力的具体设计措施。     

超限高层住宅的结构设计

本文介绍了深圳“深宝花园”超限高层的设计要点，针对结构超限情况采取的技术措施，通过SATWE和PMSAP程序计算对比及第二水准地震作用下结构弹性分析计算保证结构安全，结构设计符合我国超限高层设计要求。     

高密度混凝土辐射屏蔽试验研究与应用

针对科研和工程需要,对密度4.60t/m³屏蔽γ射线防辐射混凝土配合比设计、施工工艺、混凝土密实度和屏蔽均匀性等进行了系统研究,解决了高密度混凝土施工中的均匀性、密实度问题,提出了射线检测屏蔽混凝土密度和屏蔽均匀性的方法,总结了高密度混凝土施工的技术措施。经工程实践证明,配合比设计和施工工艺可行,保证了工程实体施工质量。     

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.     

塔楼梁式转换层施工方案研究

高层建筑朝着多元化统一的方向发展，结构转换层成为满足这一建筑功能要求的有效结构形式。本文通过具体工程。介绍了青岛开发区国际贸易中心C座塔楼梁式转换层的构造特点、在施工技术质量方面的控制要点、施工回顶计算和转换梁大体积混凝土现场测温记录，为一般梁式转换层的设计施工提供参考依据。     

核电机组热效率在线监测与诊断系统的设计研究

核电机组热效率在线监测与诊断系统,应用于核电站热力系统回路的实时在线监测、计算和趋势跟踪,及时探测发现热力系统效率劣化的事件,诊断定位引起热力系统效率劣化的相关设备,给核电运维人员的运行、维修工作提供及时有效的技术支持。本文阐述了压水堆核电机组热效率在线监测与诊断系统的设计方案和技术要点。设计的系统方案能满足核电站热力系统回路的实时在线监测、计算和趋势跟踪,及时发现热力系统效率劣化的事件,诊断定位引起热力系统效率劣化的相关设备。     

后锚固技术在混凝土结构工程中的应用

本文介绍了用于混凝土结构中的后锚固技术及产品。分析了影响锚栓承载力的主要因素，并结合2005年的新规范《混凝土结构后锚固技术规程》，简述了锚栓的分类，传力机理，破坏形式和在实际工程中的承载力计算。     

核电厂混凝土工程应避免碱集料反应

已有大量的工程案例表明，我国有为数不少的重大混凝土工程，在远低于设计使用寿命期内就发生严重的开裂、破坏，有的仅在10－20年内就必须大修或重建，有的甚至3－5年就需推倒重来彻底更换，造成严重的经济损失和恶劣的社会影响。其原因之一，是受高碱水泥和碱集料反应的影响。本文简要介绍碱集料反应、水泥含碱量的概念、以及碱集料反应引起的结构破坏实例，并着重介绍秦山核电二期工程集料碱活性及其预防措施。文中对核电工程碱集料反应问题提出了两点看法，对如何在核电工程中预防碱集料反应提出了四点建议。     

秦山核电二期工程设备闸门的设计

本文对秦山二期设备闸门的结构进行了简单描述，对设备闸门设计中的要点进行了总结。针对设备闸门在制造和安装中出现的问题，分析了问题产生的原因，并对在今后的设计中如何避免再次出现类似问题提出了作者自己的看法。     

关于地下工程混凝土结构的自防水

本文评述了地下工程传统防水做法存在的问题和我国对混凝土结构自防水的研究探讨,并对国内外结构自防水的发展现状作简单介绍。     

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。     

核电站选址及设计过程中对飞机坠毁事件的考虑

本文主要总结和介绍了有关在核电站选址及设计过程中,对飞机坠毁事件的概率分析、计算以及对结构和设备的影响。介绍和评价通用的计算撞击局部效应的公式。简述撞击对结构整体的响应和一些实用计算方法以及相应的结构措施。文中所总结和介绍的对飞机撞击效应的实用计算公式,也可适用于计算由其他原因引起的飞射物的撞击效应。     

集装箱检测系统中雷达测速仪的设计与实现

针对集装箱快速检测的应用问题,阐述了雷达测速仪的测速原理和功能要求.分析了测速仪的硬件结构、组成、特点和设计方法.介绍了测速仪的软件设计方案以及频率采集、数据处理和频率信号输出子程序的设计思想.