混凝土徐变柔度函数的高效逼近方法

1

作者 向华伟 荣华 +2 位作者 范兴朗 耿岩 白林洪 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第8期1689-1696,共8页

混凝土徐变是引起安全壳预应力损失的主要因素之一,采用指数算法求解混凝土徐变效应时需要将混凝土徐变柔度函数采用Dirichlet级数表达,如何获得精确表征柔度函数的Dirichlet级数是实现指数算法的关键。基于连续延迟谱法,本文提出一种... 混凝土徐变是引起安全壳预应力损失的主要因素之一,采用指数算法求解混凝土徐变效应时需要将混凝土徐变柔度函数采用Dirichlet级数表达,如何获得精确表征柔度函数的Dirichlet级数是实现指数算法的关键。基于连续延迟谱法,本文提出一种求解拉普拉斯逆变换的Weeks方法来逼近Dirichlet级数。对工程中常用的CEB MC90徐变模型,构建了基于Weeks方法的Dirichlet级数逼近算法,并给出了提高方法效率的相关参数取值范围。结果表明,提出的方法仅需对原混凝土徐变柔度函数求1阶导数,即可返回时域函数的显示表达式,避免了高阶求导存在计算复杂和计算效率低的问题。将本文方法计算结果与原柔度函数解析解进行对比,验证了方法的有效性。 展开更多

关键词 混凝土安全壳 混凝土徐变 柔度函数 DIRICHLET级数 连续延迟谱 Weeks方法

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某核电站安全壳隔震动力响应规律初探 被引量：6

2

作者 孙锋 潘蓉 +1 位作者 王威 路雨 《工程抗震与加固改造》 北大核心 2014年第3期27-30,共4页

核电厂房隔震有别于传统的抗震设计,国外已有成功应用隔震技术的运行核电厂,但我国对核电厂隔震技术的研究相对较少。日本福岛核电厂超设计基准事故发生之后,隔震技术日益受到各方关注。本文以某核电站安全壳隔震方案为例,利用有限元AN... 核电厂房隔震有别于传统的抗震设计,国外已有成功应用隔震技术的运行核电厂,但我国对核电厂隔震技术的研究相对较少。日本福岛核电厂超设计基准事故发生之后,隔震技术日益受到各方关注。本文以某核电站安全壳隔震方案为例,利用有限元ANSYS软件,建立核岛结构隔震计算仿真模型,对安全壳厂房结构进行动力时程分析,重点比较采用隔震技术后安全壳结构的地震响应变化规律,结果显示:隔震层在罕遇地震下工作状态稳定,上部结构的地震响应有了明显的降低。初步总结了隔震技术的特点。 展开更多

关键词 安全壳 核岛 隔震 时程分析

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核电厂安全壳结构模型碳纤维布加固试验研究 被引量：6

3

作者 阳涛 杨哲飚 +2 位作者 陆新征 陈文永 丁一 《工程力学》 EI CSCD 北大核心 2017年第8期144-153,共10页

核电站安全壳是防止核泄漏的最后安全屏障。该文基于某核电厂预应力安全壳的1∶10结构模型,开展试验研究。利用内部水压来模拟事故中安全壳的压力,试验通过数百个传感器和数据采集系统详细测得安全壳各部位的受力过程。在试验中,先加载... 核电站安全壳是防止核泄漏的最后安全屏障。该文基于某核电厂预应力安全壳的1∶10结构模型,开展试验研究。利用内部水压来模拟事故中安全壳的压力,试验通过数百个传感器和数据采集系统详细测得安全壳各部位的受力过程。在试验中,先加载至结构破坏,然后采用外包碳纤维布的方式进行加固并再次加载试验。在ANSYS中建立了安全壳模型的有限元模型进行分析,试验和计算结果表明CFRP加固能够显著提高安全壳结构的承压能力,同时也能有效控制安全壳结构的变形和裂缝发展。有限元计算分析结果与试验结果吻合良好,能够用来预测碳纤维布加固后结构的表现。 展开更多

关键词 碳纤维布 安全壳 加固 承压能力 裂缝

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某核电厂安全壳强度试验混凝土应变分析 被引量：5

4

作者 张涛 张心斌 +1 位作者 张忠 霍晓莉 《工业建筑》 CSCD 北大核心 2012年第S1期177-178,182,共3页

核电厂安全壳结构整体性试验,是核电厂交付使用前对安全壳结构进行的一次全面检测,以评判安全壳的实际性能是否满足设计要求。通过安全壳混凝土试验过程中应变分析,平均应变为线性,且平均应变和位移具有可逆性,恢复性好,与理论计算比较... 核电厂安全壳结构整体性试验,是核电厂交付使用前对安全壳结构进行的一次全面检测,以评判安全壳的实际性能是否满足设计要求。通过安全壳混凝土试验过程中应变分析,平均应变为线性,且平均应变和位移具有可逆性,恢复性好,与理论计算比较,二者吻合性较好,偏差较小,满足整体性试验验收标准。 展开更多

关键词 核电厂 安全壳 结构整体试验 应变分析

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解析水池如何试水和堵漏 被引量：2

5

作者 任颖 任帅 《盐科学与化工》 CAS 2017年第8期43-46,共4页

随着化工企业的蓬勃发展,化工排水要求严格,为适应环保要求,好多化工企业需要建设调节池、缓冲池来调节酸、碱平衡,建设池子完成后就需要对水池做满水试验,如有渗漏就需要堵漏。

关键词 混凝土结构 满水试验 混凝土渗漏 混凝土堵漏

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混凝土核安全壳干缩应力的计算 被引量：1

6

作者 欧阳华江 邬瑞锋 《计算结构力学及其应用》 CSCD 1992年第3期271-276,共6页

提出内约束干缩应力和外约束干缩应力的概念,利用混凝土的蠕变理论,建立了考虑施工过程的有限元计算模型,编制了电算程序,计算了秦山核安全壳在施工过程中的干缩应力。

关键词 混凝土 核安全壳 蠕变 干缩应力

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某核电厂安全壳强度试验变位测量及分析 被引量：1

7

作者 戴晓凯 郭峰 +2 位作者 郑斌贤 张涛 张忠 《工业建筑》 CSCD 北大核心 2014年第S1期1160-1162,共3页

核电厂安全壳结构整体性试验,是核电厂交付使用前对安全壳结构进行的一次全面检测,以评判安全壳的实际性能是否满足设计要求。通过试验过程中安全壳筒身变位测量分析,安全壳结构变形表现出很好的响应能力,其位移和压力台阶相对应,性能... 核电厂安全壳结构整体性试验,是核电厂交付使用前对安全壳结构进行的一次全面检测,以评判安全壳的实际性能是否满足设计要求。通过试验过程中安全壳筒身变位测量分析,安全壳结构变形表现出很好的响应能力,其位移和压力台阶相对应,性能特性明确,实测值与理论值接近,满足整体性试验验收标准。 展开更多

关键词 核电厂 安全壳 结构整体试验 变位测量

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CNP1000核电厂安全壳模型结构抗震安全分析 被引量：20

8

作者 段安 钱稼茹 《工程力学》 EI CSCD 北大核心 2009年第4期153-157,196,共6页

半球形穹顶、两根扶壁柱预应力混凝土安全壳是我国第三代一百万千瓦CNP1000先进核电厂的标志建筑物。为研究CNP1000核电厂安全壳的抗震安全,对安全壳1∶10模型结构进行了非线性有限元分析。非线性时程分析得到的结果与拟动力试验实测结... 半球形穹顶、两根扶壁柱预应力混凝土安全壳是我国第三代一百万千瓦CNP1000先进核电厂的标志建筑物。为研究CNP1000核电厂安全壳的抗震安全,对安全壳1∶10模型结构进行了非线性有限元分析。非线性时程分析得到的结果与拟动力试验实测结果吻合较好,验证了所采用的计算模型和计算参数基本合理;静力非线性有限元分析结果表明,模型结构的静力极限水平力达到6670kN,为峰值加速度3g地震作用下最大水平剪力的4.55倍。CNP1000核电厂安全壳实体结构具有足够大的抗震安全储备。 展开更多

关键词 预应力混凝土安全壳 1:10模型结构 拟动力试验 非线性分析 抗震安全

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CNP1000核电厂安全壳1:10模型拟动力试验 被引量：16

9

作者 钱稼茹 赵作周 +2 位作者 段安 夏祖讽 王明弹 《土木工程学报》 EI CSCD 北大核心 2007年第6期7-13,53,共8页

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... 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。 展开更多

关键词 预应力混凝土安全壳 半球形穹顶 1:10模型 拟动力试验 设计地震水平SL-2

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基于荷载时程分析法的商用飞机撞击钢板混凝土结构安全壳的有限元分析 被引量：11

10

作者 朱秀云 潘蓉 +1 位作者 林皋 李亮 《振动与冲击》 EI CSCD 北大核心 2015年第1期1-5,共5页

由于钢板混凝土墙背部钢板能够有效地约束混凝土在撞击方向上的运动以及限制混凝土碎片的飞溅,为了抵御商用飞机撞击,新型核电机组的核岛厂房外墙通常设计为钢板混凝土结构(SC)。基于荷载时程分析法,运用经典的显式非线性动力分析软件AN... 由于钢板混凝土墙背部钢板能够有效地约束混凝土在撞击方向上的运动以及限制混凝土碎片的飞溅,为了抵御商用飞机撞击,新型核电机组的核岛厂房外墙通常设计为钢板混凝土结构(SC)。基于荷载时程分析法,运用经典的显式非线性动力分析软件ANSYS/LS-DYNA,进行了波音707-320型号商用飞机撞击某钢板混凝土结构安全壳的响应分析。计算结果表明,即使在安全壳筒身最不利撞击部位冲击作用下,像波音707-320型号的商用飞机对该安全壳的影响是较小的,且增大钢板的厚度能够有效的减小冲击作用下结构的响应。 展开更多

关键词 荷载时程分析法 飞机撞击 钢板混凝土结构安全壳

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考虑预应力损失影响的安全壳安全性能研究 被引量：2

11

作者 苏春阳 郑志 +3 位作者 潘晓兰 孙晔 王勇 田澳楠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第3期600-608,共9页

预应力损失对安全壳在内压作用下的安全性能影响不可忽略,本文通过考虑安全壳不同龄期下的预应力损失来研究安全壳在设计基准期内40年及设计基准期后60年不同内压水平作用下的安全性能。采用ABAQUS有限元软件建立了精细化安全壳三维有... 预应力损失对安全壳在内压作用下的安全性能影响不可忽略,本文通过考虑安全壳不同龄期下的预应力损失来研究安全壳在设计基准期内40年及设计基准期后60年不同内压水平作用下的安全性能。采用ABAQUS有限元软件建立了精细化安全壳三维有限元分析模型,通过非线性有限元方法分析了钢衬里屈服、预应力筋屈服、混凝土裂缝演化等性能指标。研究结果表明,考虑预应力损失后,安全壳混凝土开裂与钢衬里失效时,所能承受的内压荷载减小;安全壳在极限内压作用下的变形表现为穹顶向外膨胀以及洞口向内收缩;安全壳穹顶部分在极限内压下破坏严重;考虑预应力损失后,安全壳变形明显增大。但安全壳在设计内压(0.4 MPa)作用下仍有足够的安全裕度。 展开更多

关键词 预应力混凝土安全壳 安全壳预应力损失 安全壳功能失效 安全壳结构失效 安全壳破坏模式

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核电站预应力混凝土安全壳的老化因素研究 被引量：9

12

作者 郑砚国 李惠强 《华中科技大学学报（城市科学版）》 CAS 2009年第4期57-61,共5页

核电站预应力混凝土安全壳设计寿命目前多为40年,加强安全壳结构的在役检查,评估其老化状态,是保障安全壳正常工作及判断能否延长其使用寿命的前提。本文探讨建立安全壳延寿管理工作体系;对安全壳混凝土材料的碳化、氯离子侵入、碱-骨... 核电站预应力混凝土安全壳设计寿命目前多为40年,加强安全壳结构的在役检查,评估其老化状态,是保障安全壳正常工作及判断能否延长其使用寿命的前提。本文探讨建立安全壳延寿管理工作体系;对安全壳混凝土材料的碳化、氯离子侵入、碱-骨料反应、开裂机理、钢绞线的预应力损失、安全壳钢板衬里锈蚀等老化因素进行了较全面分析;对如何缓解核电站混凝土安全壳老化提出了一些建议。 展开更多

关键词 核电站 混凝土安全壳 预应力损失 混凝土开裂 老化评估 延寿管理

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混凝土安全壳的LOCA温度场分布与温度内力分析 被引量：9

13

作者 吴畅 孟少平 周臻 《工程力学》 EI CSCD 北大核心 2010年第12期206-212,共7页

在混凝土安全壳的结构设计中,LOCA事故下的温度效应是不容忽视的问题。由于其温度变化具有较强的瞬时特征,温度场在壳壁内的分布也具有显著的不均匀性,导致其内力计算较为复杂。而我国现行的安全壳设计规范并没有对LOCA温度效应的计算... 在混凝土安全壳的结构设计中,LOCA事故下的温度效应是不容忽视的问题。由于其温度变化具有较强的瞬时特征,温度场在壳壁内的分布也具有显著的不均匀性,导致其内力计算较为复杂。而我国现行的安全壳设计规范并没有对LOCA温度效应的计算与设计提出具体的方法。该文基于传热学分析方法计算得到了LOCA事故下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布,可作为安全壳进行温度内力分析的基础;基于弹性力学理论,忽略结构底端的约束效应,提出了安全壳结构在LOCA温度作用下的内力简化分析方法;采用有限元软件ANSYS对安全壳结构在LOCA各时刻温度场作用下的应力、位移、内力等进行了详细分析,并与理论分析结果进行了比较,结果表明两者在一定范围内吻合得较好。 展开更多

关键词 混凝土结构 混凝土安全壳 失水事故 温度作用 温度内力

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秦山核电二期安全壳结构整体性试验 被引量：10

14

作者 赵树明 林松涛 王永焕 《工业建筑》 CSCD 北大核心 2003年第9期38-40,43,共4页

结合秦山核电二期 1RX安全壳结构整体性试验 ,介绍了其测试原理和方法 ,验收标准以及试验结果与分析。

关键词 秦山二期核电站 安全壳 整体性试验 测试 强度

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预应力安全壳内压作用下的有限元研究 被引量：6

15

作者 薛荣军 王洪良 +3 位作者 褚濛 熊学玉 罗刚 葛鸿辉 《建筑结构》 CSCD 北大核心 2018年第8期77-82,共6页

利用ABAQUS有限元软件,应用塑性损伤混凝土模型和考虑屈服后强度的多段线钢质材料模型,对闸门洞口、加腋区和扶壁等几何非线性因素和预应力筋、普通钢筋和钢衬里在不同区域的差异性进行了精细化建模,对预应力安全壳结构在超设计基准压... 利用ABAQUS有限元软件,应用塑性损伤混凝土模型和考虑屈服后强度的多段线钢质材料模型,对闸门洞口、加腋区和扶壁等几何非线性因素和预应力筋、普通钢筋和钢衬里在不同区域的差异性进行了精细化建模,对预应力安全壳结构在超设计基准压力下的力学性能进行了数值研究,并给出了各项指标随压力增长的发展规律,以期为预应力安全壳结构内压作用下的承载能力确定、结构设计和安全评定提供一定的指导意义。 展开更多

关键词 预应力安全壳 超设计基准压力 塑性损伤混凝土模型 非线性

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基于贝叶斯估计的核电厂安全壳内压概率安全评估

16

作者 田澳楠 郑志 +2 位作者 潘晓兰 苏春阳 王勇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期836-847,共12页

核电厂安全壳的内压易损性评估多采用简化的对数正态分布模型,缺乏严格的理论分析。本文基于贝叶斯理论提出一种适用于核电厂安全壳的内压易损性评估方法。该方法首先建立了安全壳在内压作用下的确定需求模型,并通过添加修正项对需求模... 核电厂安全壳的内压易损性评估多采用简化的对数正态分布模型,缺乏严格的理论分析。本文基于贝叶斯理论提出一种适用于核电厂安全壳的内压易损性评估方法。该方法首先建立了安全壳在内压作用下的确定需求模型,并通过添加修正项对需求模型进行修正,然后利用贝叶斯估计逐步对修正项进行筛选,从而获得准确的概率需求模型,最终通过建立安全壳极限状态方程给出易损性评估结果。在此基础上,引入内压概率模型实现了安全壳概率安全评估,并与采用传统易损性评估的概率安全评估结果进行了对比。结果表明,安全壳的总失效概率随着混凝土损伤面积比的增大而逐渐减小,采用贝叶斯估计方法获得的安全壳总失效概率均值大于传统易损性评估方法,而变异系数小于传统易损性评估方法。本文方法可为计算核电厂安全壳在内压下的概率安全评估提供更为精准和保守的结果。 展开更多

关键词 预应力混凝土安全壳 损伤状态 贝叶斯估计 易损性评估 概率安全评估

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严重事故下预应力混凝土安全壳非线性分析及性能评估 被引量：6

17

作者 金松 李忠诚 +2 位作者 蓝天云 董占发 贡金鑫 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第4期96-100,共5页

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... 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。 展开更多

关键词 预应力混凝土安全壳 非线性有限元分析 泄漏失效模式 破口失效模式 内压承载力

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内爆荷载作用下钢筋混凝土安全壳的非线性响应分析 被引量：5

18

作者 赵春风 陈健云 《爆炸与冲击》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第6期667-672,共6页

安全壳内部爆炸和恐怖袭击可能导致放射性物质的泄露,会造成严重的灾难。运用非线性有限元软件LS-DYNA,采用分离式建模方法和流构耦合算法,建立钢筋混凝土安全壳有限元模型,对钢筋混凝土安全壳遭受内部爆炸进行了数值分析,研究了内爆炸... 安全壳内部爆炸和恐怖袭击可能导致放射性物质的泄露,会造成严重的灾难。运用非线性有限元软件LS-DYNA,采用分离式建模方法和流构耦合算法,建立钢筋混凝土安全壳有限元模型,对钢筋混凝土安全壳遭受内部爆炸进行了数值分析,研究了内爆炸冲击波作用下安全壳内的动力响应,并与Henrych公式和TM5-1300结果进行了比较。结果表明,在比例距离为3.258 m/kg1/3、爆炸源距基底48 m的内爆作用下,数值模拟能保持较好的精度。 展开更多

关键词 爆炸力学 动力响应 有限元方法 钢筋混凝土安全壳 内部爆炸 比例距离

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某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探 被引量：5

19

作者 孙锋 潘蓉 +1 位作者 柴国旱 李亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1815-1820,共6页

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,... 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。 展开更多

关键词 核电厂 预应力混凝土安全壳 LOCA 温度场 响应规律

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核电站安全壳老化管理 被引量：5

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作者 杨林 王永焕 林松涛 《工业建筑》 CSCD 北大核心 2009年第S1期1094-1097,1106,共5页

根据国际经验,核电厂机组在投入商业运行后的第五年,应当是开始进行设备老化管理和电厂寿命管理工作的最佳时机。经过长期的电厂老化、长寿命化研究工作,不少国家已建立了核电厂寿命管理体系。在调研国外核电站老化管理现状的基础上,结... 根据国际经验,核电厂机组在投入商业运行后的第五年,应当是开始进行设备老化管理和电厂寿命管理工作的最佳时机。经过长期的电厂老化、长寿命化研究工作,不少国家已建立了核电厂寿命管理体系。在调研国外核电站老化管理现状的基础上,结合核电站的实际环境测评状况和运行情况,并经过现场老化探测,探讨核电厂适用的安全壳的老化管理方法和寿命评价方法等技术方案,包括该核电厂老化机理的确定、针对老化机理的老化探测、老化运行控制与老化降解方法、老化管理程序的建立和寿命评估。 展开更多

关键词 安全壳结构老化 老化管理 寿命评估

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