EPR核電站內(nèi)安全殼穹頂施工穩(wěn)定性能研究.pdf

1、本課題為國家自然科學(xué)基金青年科學(xué)基金項目“第三代核電站(EPR)安全殼結(jié)構(gòu)施工關(guān)鍵技術(shù)研究”（項目批準(zhǔn)號：51308155）的子課題。
　　進(jìn)入21世紀(jì)以來，隨著能源危機與環(huán)境污染的加重，核能作為清潔、廉價能源的優(yōu)勢更加明顯，許多國家都將核能列入本國中長期能源發(fā)展規(guī)劃之中。目前第三代核電技術(shù)正在廣泛應(yīng)用，EPR（European pressurized water reactor）核電站作為第三代核電站的主要模式之一，在我國廣東省

2、臺山市首次投入建設(shè)。安全殼結(jié)構(gòu)對核電站是否正常安全運行起著至關(guān)重要的作用。由于跨度大、厚度薄以及施工條件限制，EPR核電站內(nèi)安全殼鋼襯里穹頂結(jié)構(gòu)在施工過程中存在一定的穩(wěn)定性問題，本文基于有限元分析軟件ANSYS，系統(tǒng)地分析了EPR核電站內(nèi)安全殼鋼襯里穹頂結(jié)構(gòu)的施工全過程穩(wěn)定性能，并對內(nèi)安全殼鋼襯里穹頂結(jié)構(gòu)進(jìn)行了穩(wěn)定性驗算。主要內(nèi)容如下：
　　1、系統(tǒng)地進(jìn)行了鋼襯里穹頂穩(wěn)定性全過程分析，分析了鋼襯里穹頂?shù)氖Х€(wěn)機理，得到了結(jié)構(gòu)的屈曲模

3、態(tài)，對加載過程中結(jié)構(gòu)的塑性發(fā)展全過程進(jìn)行了詳細(xì)描述，分析了初始幾何缺陷對結(jié)構(gòu)穩(wěn)定性能的影響。
　　2、利用生死單元和重疊單元技術(shù)，分析了混凝土澆筑過程中鋼襯里穹頂?shù)牧W(xué)性能，并以縮短工期為目標(biāo)提出和驗算了新的混凝土澆筑過程。
　　3、對鋼襯里-混凝土組合穹頂結(jié)構(gòu)進(jìn)行了全過程分析，得到了結(jié)構(gòu)的裂縫開展全過程和失效模式，并分析了鋼襯里鋼板厚度、加勁肋截面尺寸、混凝土強度等級對組合穹頂結(jié)構(gòu)穩(wěn)定性能的影響。
　　4、進(jìn)行了鋼襯