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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
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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
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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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预应力安全壳内压作用下的有限元研究 被引量:6
3
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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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
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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
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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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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
6
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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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
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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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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
8
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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内压作用下纤维混凝土预应力安全壳破坏机理研究
9
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
10
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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大气环境下核电站安全壳温度场的时程分析 被引量:3
11
作者 林志伸 闫继红 《土木工程学报》 EI CSCD 北大核心 2003年第6期12-17,共6页
在进行核电站安全壳结构的整体性能试验时,大气环境作用会干扰结构试验变位和应变的测试结果。为了了解环境影响的规律和幅度,从理论和试验验证上探讨了安全壳在大气环境下的温度场问题,建立了时程分析和估值的计算模式,研究了有关参数... 在进行核电站安全壳结构的整体性能试验时,大气环境作用会干扰结构试验变位和应变的测试结果。为了了解环境影响的规律和幅度,从理论和试验验证上探讨了安全壳在大气环境下的温度场问题,建立了时程分析和估值的计算模式,研究了有关参数。编程计算结果与实测结果非常吻合。本研究对大型结构设计和探讨混凝土和砖混结构建筑顶层开裂的热作用规律也具有实际意义。 展开更多
关键词 温度场 太阳辐射 安全壳 结构整体试验
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Aseismic safety analysis of a prestressed concrete containment vessel for CPR1000 nuclear power plant 被引量:1
12
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
13
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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混凝土低温罐与双钢低温罐承压环设计比较 被引量:1
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作者 张清 《石油化工设备技术》 CAS 2012年第3期5-8,3,共4页
文章通过对双钢全容罐和预应力混凝土全容罐两种结构型式低温储罐承压环的设计和计算方法进行分析对比,指出其异同点及目前所用简化计算方法的不足,对低温储罐承压环,特别是预应力混凝土全容罐承压环的设计提出一些建议。
关键词 低温储罐 双钢全容罐 预应力混凝土全容罐 承压环 锚杆
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