安全壳是确保核电站安全的关键设施,研究内压荷载下安全壳承载能力问题具有重要理论意义和工程应用价值。本文以欧洲提出的第三代原子能反应堆(Evolutionary power reactors,简称EPR)核电站安全壳为工程背景,考虑重力和预应力筋的作用,...安全壳是确保核电站安全的关键设施,研究内压荷载下安全壳承载能力问题具有重要理论意义和工程应用价值。本文以欧洲提出的第三代原子能反应堆(Evolutionary power reactors,简称EPR)核电站安全壳为工程背景,考虑重力和预应力筋的作用,利用大型通用有限元分析软件ANSYS建立复杂的三维实体有限元模型,通过分析预应力筋的平均应力、安全壳变形及其混凝土应变,证实设计内压荷载作用下安全壳受力性能良好。在此基础上,采用两种极限状态判断准则(混凝土的拉应变准则和预应力筋的屈服应力准则),对其进行了极限状态分析。研究结果表明,该EPR核电站安全壳的内压极限承载力约为1.60MPa,其安全裕度能够满足极限承载力大于2.5倍设计内压的国际标准,从而验证了设计的安全性。展开更多
文摘安全壳是确保核电站安全的关键设施,研究内压荷载下安全壳承载能力问题具有重要理论意义和工程应用价值。本文以欧洲提出的第三代原子能反应堆(Evolutionary power reactors,简称EPR)核电站安全壳为工程背景,考虑重力和预应力筋的作用,利用大型通用有限元分析软件ANSYS建立复杂的三维实体有限元模型,通过分析预应力筋的平均应力、安全壳变形及其混凝土应变,证实设计内压荷载作用下安全壳受力性能良好。在此基础上,采用两种极限状态判断准则(混凝土的拉应变准则和预应力筋的屈服应力准则),对其进行了极限状态分析。研究结果表明,该EPR核电站安全壳的内压极限承载力约为1.60MPa,其安全裕度能够满足极限承载力大于2.5倍设计内压的国际标准,从而验证了设计的安全性。