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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
1
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
2
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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核电厂混凝土安全壳的地震可靠性分析 被引量:3
3
作者 江近仁 赵衍刚 孙爱荣 《地震工程与工程振动》 CSCD 北大核心 1995年第1期26-35,共10页
本文给出了自重和地震作用下核电厂混凝土安全壳的可靠性分析方法。首先基于半解析有限环元法和随机振型分析法,用首超概率给出了给定系统参数时安全壳的条件极限状态概率,然后基于此概率用推广的一次二阶矩法求解了考虑系统参数不确定... 本文给出了自重和地震作用下核电厂混凝土安全壳的可靠性分析方法。首先基于半解析有限环元法和随机振型分析法,用首超概率给出了给定系统参数时安全壳的条件极限状态概率,然后基于此概率用推广的一次二阶矩法求解了考虑系统参数不确定性的安全壳极限状态概率。一个预应力混凝土安全壳的实例分析表明,系统参数的不确定性对安全壳的可靠性有重要影响。 展开更多
关键词 核电厂 安全壳 可靠性分析 混凝土安全壳 地震
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混凝土徐变柔度函数的高效逼近方法
4
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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Evaluation of protective quality of prestressed concrete containment buildings of nuclear power plants
5
作者 郑砚国 李惠强 《Journal of Central South University》 SCIE EI CAS 2011年第1期238-243,共6页
The permeability and sorptivity properties of the two prestressed concrete containment buildings (PCCBs) of a nuclear power plant in South China, which had been under operation for 5 years, were measured by using th... The permeability and sorptivity properties of the two prestressed concrete containment buildings (PCCBs) of a nuclear power plant in South China, which had been under operation for 5 years, were measured by using the autoclam permeability system. The air permeability, sorptivity and water permeability indexes of No.1 PCCB are smaller than or equal to 0.11 ln(102 Pa)/min, 0.98×10 ^7 m3/minl/2 and 1.93×10 ^7 m3/min1/2, respectively, and the air permeability, sorptivity and water permeability indexes of No.2 PCCB are smaller than or equal to 0.17 In(102 Pa)/min, 1.6×10 ^7 m3/min1/2 and 4.43 ×10 ^7 m3/min1/2, respectively. Based on the criteria for evaluating the protective quality of concrete structures in terms of their permeability and sorptivity properties, proposed by the research organization of the autoclam permeability system, the protective quality of No. 1 PCCB is still in very good grade and that of No.2 PCCB is not in very good grade but in good grade, and the in-service inspection of the protective quality of No.2 PCCB should be strengthened in the future. 展开更多
关键词 nuclear power plant prestressed concrete containment building permeability properties sorptivity properties
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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
6
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
7
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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考虑预应力损失影响的安全壳安全性能研究 被引量:2
8
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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基于贝叶斯估计的核电厂安全壳内压概率安全评估
9
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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某核电厂预应力安全壳钢衬里应力应变分析
10
作者 张添翼 赵昱龙 +2 位作者 万力 黄婧 张振兴 《价值工程》 2024年第18期73-76,共4页
根据《压水堆核电厂预应力混凝土安全壳设计规范》要求,考虑了混凝土中钢筋预拉伸作用,计算了核电厂反应堆厂房安全壳钢衬里在各工况(正常运行工况、设计基准事故工况、严重事故工况)的载荷组合作用下的应力应变,按照规范进行应变评定,... 根据《压水堆核电厂预应力混凝土安全壳设计规范》要求,考虑了混凝土中钢筋预拉伸作用,计算了核电厂反应堆厂房安全壳钢衬里在各工况(正常运行工况、设计基准事故工况、严重事故工况)的载荷组合作用下的应力应变,按照规范进行应变评定,以确保钢衬里结构设计满足规范要求。 展开更多
关键词 NB/T 20303-2014标准 预应力混凝土安全壳 钢衬里评价
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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
11
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
12
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
13
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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综合环境因素影响下预应力混凝土安全壳变形规律研究 被引量:1
14
作者 汪全 赵东拂 杨昕光 《工业建筑》 北大核心 2023年第3期41-47,共7页
在安全壳结构整体性试验中,安全壳变形主要由试验压力引起,同时受环境温度、太阳辐射等综合环境因素的影响。为提高试验的变形测量精度,并对其进行合理的修正,通过有限元模拟分析,研究了环境温度、太阳辐射、辐射换热以及不同热边界条... 在安全壳结构整体性试验中,安全壳变形主要由试验压力引起,同时受环境温度、太阳辐射等综合环境因素的影响。为提高试验的变形测量精度,并对其进行合理的修正,通过有限元模拟分析,研究了环境温度、太阳辐射、辐射换热以及不同热边界条件施加方法对安全壳变形的影响规律。结果表明,安全壳位移随环境温度近似呈正弦曲线变化,较环境温度变化滞后约2 h。当忽略太阳辐射的影响时,穹顶竖向位移平均幅值降低了约49%,筒身水平径向位移平均幅值降低了约21%,说明环境温度和太阳辐射是影响安全壳变形的主要环境因素,应在安全壳结构整体性试验时对变形测量结果进行合理的修正。辐射换热是影响安全壳结构变形的次要环境因素,为保障模拟精度,建议考虑该因素的影响。当采用不同热边界条件施加方法时,安全壳变形几乎相同。 展开更多
关键词 预应力混凝土安全壳 太阳辐射 环境温度 有限元分析 变形规律
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内压作用下纤维混凝土预应力安全壳破坏机理研究
15
作者 孙晔 郑志 +1 位作者 苏春阳 潘晓兰 《防灾减灾工程学报》 CSCD 北大核心 2023年第3期502-507,558,共7页
核电厂安全壳作为防止核放射性物质泄漏的最后一道屏障,提升安全壳的承载力尤为重要。大量研究显示纤维混凝土在力学性能、耐久性等方面具有显著优势,为了探究纤维混凝土在安全壳结构上的适用性并准确描述内压作用下纤维混凝土预应力安... 核电厂安全壳作为防止核放射性物质泄漏的最后一道屏障,提升安全壳的承载力尤为重要。大量研究显示纤维混凝土在力学性能、耐久性等方面具有显著优势,为了探究纤维混凝土在安全壳结构上的适用性并准确描述内压作用下纤维混凝土预应力安全壳的破坏机理,利用ABAQUS有限元软件,建立钢纤维、钢聚丙烯纤维、钢聚乙烯醇纤维增强安全壳精细化模型,施加内压荷载进行有限元分析。结果表明:(1)纤维混凝土安全壳破坏机理及变形规律与普通混凝土安全壳类似,混凝土中不同纤维的掺入均能有效延缓混凝土裂缝出现的时间,抑制裂缝开展的速度,减少钢衬里塑性损伤,大幅提升安全壳的极限内压。(2)钢纤维具有最佳的增强效果,但恶劣的服役环境下混杂纤维值得优先考虑。(3)局部替换纤维混凝土尤其是洞口区域附近,更有利于保持安全壳结构经济性与安全性的平衡。 展开更多
关键词 纤维混凝土 预应力混凝土安全壳 数值模拟 内压作用 加固区域 破坏机理
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事故内压下预应力混凝土安全壳可靠性分析
16
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 损伤本构 割线刚度算法
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核电厂新型预应力混凝土安全壳及其非能动冷却系统设计与分析 被引量:1
17
作者 谭效时 李晓伟 +1 位作者 李笑天 何树延 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期271-276,共6页
本文以CAP1700核电厂为例,提出了一种新的核电厂预应力混凝土安全壳及其非能动冷却方案,介绍了新式非能动安全壳冷却系统热工水力计算方法,并给出事故工况下新非能动安全壳冷却系统的运行参数。结果表明,CAP1700非能动安全壳冷却系统的... 本文以CAP1700核电厂为例,提出了一种新的核电厂预应力混凝土安全壳及其非能动冷却方案,介绍了新式非能动安全壳冷却系统热工水力计算方法,并给出事故工况下新非能动安全壳冷却系统的运行参数。结果表明,CAP1700非能动安全壳冷却系统的设计是可行的,能满足事故工况下的冷却需求。贮水箱水量有很大的裕量,可通过计算进一步优化贮水量。 展开更多
关键词 非能动 热工水力 预应力混凝土安全壳
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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
18
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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中、美、法压水堆预应力混凝土安全壳结构设计标准关于应力、应变限值的差异分析 被引量:1
19
作者 黎鹏飞 《工业建筑》 CSCD 北大核心 2018年第8期86-91,共6页
针对压水堆预应力混凝土安全壳结构设计,中国国家能源局标准NB/T 20303《压水堆核电厂预应力混凝土安全壳设计规范》、美国标准ACI 359《锅炉和压力容器规范》、法国标准RCC-CW《压水堆核相关土建结构设计和建造标准》均给出详细的设计... 针对压水堆预应力混凝土安全壳结构设计,中国国家能源局标准NB/T 20303《压水堆核电厂预应力混凝土安全壳设计规范》、美国标准ACI 359《锅炉和压力容器规范》、法国标准RCC-CW《压水堆核相关土建结构设计和建造标准》均给出详细的设计要求。中、美、法安全壳设计规范关于安全壳的设计总体目标、功能要求、设计方法、荷载和荷载组合等要求基本一致,但针对安全壳结构设计的应力、应变限值要求有一定的差异。安全壳设计基准下的结构正常使用和承载能力水平是否一致,难以做出判断。研究分析了中、美、法安全壳设计标准关于安全壳结构应力、应变限值要求的差异,并给出了相关建议。 展开更多
关键词 预应力混凝土安全壳 应力、应变限值 次应力 裂缝控制
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混凝土安全壳整体性能试验峰值压力持续时间探讨 被引量:1
20
作者 孙锋 潘蓉 +2 位作者 严天文 付强 吴晗 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1846-1852,共7页
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... 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0.483MPa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。 展开更多
关键词 预应力混凝土安全壳 整体性能试验 峰值压力 设备闸门 预应力钢束
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