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题名核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析
被引量：3
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作者
宋辰宁
侯钢领
周国良
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机构
哈尔滨工程大学航天与建筑工程学院
机械工业第六设计研究院有限公司
环境保护部核与辐射安全中心
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出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2014年第2期228-235,共8页
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基金
中央高校基本科研业务费专项资金项目:核电结构抗震试验和数值仿真研究(HEUCFZ1127)
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文摘
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。
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关键词
核安全壳
极限承载力
影响因素
ABAQUS
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Keywords
nuclear rc containment
ultimate bearing capacity
influencingfactors
ABAQUS
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分类号
TU378
[建筑科学—结构工程]
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