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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
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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
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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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核电厂安全壳隔震减振分析 被引量:4
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作者 侯钢领 陈树华 李冬梅 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第S1期76-79,共4页
为有效减小地震灾害对核电厂安全壳的影响,基于安全壳的动力特性,从隔震技术原理出发,分析安全壳采用隔震技术的可行性。以某核电厂为对象,对比分析了隔震技术对安全壳的减震效果,并应用优化技术进行了隔震设计。结果表明,采用隔震技术... 为有效减小地震灾害对核电厂安全壳的影响,基于安全壳的动力特性,从隔震技术原理出发,分析安全壳采用隔震技术的可行性。以某核电厂为对象,对比分析了隔震技术对安全壳的减震效果,并应用优化技术进行了隔震设计。结果表明,采用隔震技术可显著提高安全壳的抗震性能。 展开更多
关键词 核电厂 安全壳 隔震技术 抗震性能 隔震设计
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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
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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
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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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事故内压下预应力混凝土安全壳可靠性分析
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作者 梁艳苹 冯德成 任晓丹 《工程力学》 EI CSCD 北大核心 2023年第8期202-212,共11页
对预应力混凝土安全壳进行了事故内压下的可靠性分析。研究以Monte Carlo有限元模拟为基础,一方面,根据概率守恒原理,以有限的随机结果表征实际响应的概率分布;另一方面,有限元分析结合分层壳单元、混凝土损伤软化本构及割线刚度算法模... 对预应力混凝土安全壳进行了事故内压下的可靠性分析。研究以Monte Carlo有限元模拟为基础,一方面,根据概率守恒原理,以有限的随机结果表征实际响应的概率分布;另一方面,有限元分析结合分层壳单元、混凝土损伤软化本构及割线刚度算法模拟安全壳的非线性行为,在保证模拟精度的基础上提高计算效率。以桑迪亚国家实验室的安全壳试验为案例,对可靠性分析进行说明。计算位移值与试验值的比较说明,有限元计算模型和参数基本合理。考虑材料参数随机性,通过200次有限元模拟得到结构响应的概率分布;以整体应变为失效指标,得到内压下的失效概率曲线。分析表明:在实际功能性失效和结构性失效内压下,模拟所得失效概率分别达到了72.03%和68.78%,与试验结果具有一致性。 展开更多
关键词 预应力混凝土安全壳 可靠性 Monte Carlo有限元模拟 概率守恒 分层壳 损伤本构 割线刚度算法
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Aseismic safety analysis of a prestressed concrete containment vessel for CPR1000 nuclear power plant 被引量:1
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作者 Yi Ping Wang Qingkang Kong Xianjing 《Earthquake Engineering and Engineering Vibration》 SCIE EI CSCD 2017年第1期55-67,共13页
Abstract: The containment vessel of a nuclear power plant is the last barrier to prevent nuclear reactor radiation. Aseismic safety analysis is the key to appropriate containment vessel design. A prestressed concrete... Abstract: The containment vessel of a nuclear power plant is the last barrier to prevent nuclear reactor radiation. Aseismic safety analysis is the key to appropriate containment vessel design. A prestressed concrete containment vessel (PCCV) model with a semi-infinite elastic foundation and practical arrangement of tendons has been established to analyze the aseismic ability of the CPR1000 PCCV structure under seismic loads and internal pressure. A method to model the prestressing tendon and its interaction with concrete was proposed and the axial force of the prestressing tendons showed that the simulation was reasonable and accurate. The numerical results show that for the concrete structure, the location of the cylinder wall bottom around the equipment hatch and near the ring beam are critical locations with large principal stress. The concrete cracks occurred at the bottom of the PCCV cylinder wall under the peak earthquake motion of 0.50 g, however the PCCV was still basically in an elastic state. Furthermore, the concrete cracks occurred around the equipment hatch under the design internal pressure of 0.4MPa, but the steel liner was still in the elastic stage and its leak-proof function soundness was verified. The results provide the basis for analysis and design of containment vessels. 展开更多
关键词 nuclear power plant prestressed concrete containment vessel aseismic safety analysis
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超设计基准压力下安全壳结构性能研究 被引量:1
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作者 孙锋 潘蓉 +2 位作者 刘宇 任国鹏 王思昊 《工业建筑》 CSCD 北大核心 2015年第9期13-16,63,共5页
日本福岛严重核事故后,超设计基准事故日益受到关注,核电厂在发生超设计基准事故(或严重事故)后,最关键的是要确保安全壳的完整性。基于某核电厂安全壳结构,建立包含预应力钢束的混凝土安全壳结构三维有限元模型,施加内压荷载进行非线... 日本福岛严重核事故后,超设计基准事故日益受到关注,核电厂在发生超设计基准事故(或严重事故)后,最关键的是要确保安全壳的完整性。基于某核电厂安全壳结构,建立包含预应力钢束的混凝土安全壳结构三维有限元模型,施加内压荷载进行非线性有限元分析,根据假定的破坏准则,给出了安全壳的极限承载能力,并与美国桑迪亚国家实验室的试验比较,初步分析了超压作用下安全壳整体结构及设备闸门局部区域的变形规律,安全壳超压破坏主要是由于设备闸门洞口附近的局部破坏所致。 展开更多
关键词 预应力混凝土安全壳 超设计压力 设备闸门 破坏准则
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