核電廠安全殼考慮溫度作用的極限承載力研究.pdf

1、安全殼是核電站保障環(huán)境安全的最后一道屏障，在具有三代特征的壓水堆核電站設(shè)計中安全殼需在嚴(yán)重事故后仍能保證其完整性，具備阻止核裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放的能力。國內(nèi)外研究機構(gòu)對安全殼在內(nèi)壓作用下的極限承載能力進(jìn)行了大量的實驗和研究，但對于在嚴(yán)重事故工況時溫度和壓力共同作用下安全殼的極限承載力的研究還比較有限。因此，對安全殼進(jìn)行考慮溫度作用的極限承載力研究，將對自主設(shè)計“具有三代特征的核電站”有著重要的實用價值和意義。
　　本文針對某核電站，

2、基于大型商用有限元軟件Abaqus建立了與設(shè)計尺寸一致的三維有限元模型，模型包括混凝土，鋼襯里，預(yù)應(yīng)力鋼筋和普通鋼筋。運用理論推導(dǎo)、數(shù)值方法與計算機編程相結(jié)合的方式，正確模擬施加了預(yù)應(yīng)力效應(yīng)；計算分析中模擬了在嚴(yán)重事故工況下溫度對結(jié)構(gòu)的作用、安全殼混凝土受拉破壞、鋼襯里發(fā)生屈服的非線性發(fā)展過程；計算中對非線性的不收斂問題進(jìn)行了適當(dāng)?shù)靥幚?，計算出相對?zhǔn)確的極限承載力結(jié)果。
　　嚴(yán)重事故發(fā)生后當(dāng)壓力達(dá)到1.43倍設(shè)計值前，安全殼保持完

3、好整體基本處于彈性階段，之后安全殼筒壁混凝土開始退出工作，其承擔(dān)的環(huán)向拉力轉(zhuǎn)移給普通鋼筋、鋼襯里和預(yù)應(yīng)力鋼束；當(dāng)內(nèi)壓達(dá)到2.38倍設(shè)計值時，安全殼筒壁混凝土全截面開裂并完全退出工作，環(huán)向拉力全部轉(zhuǎn)由普通鋼筋、鋼襯里和預(yù)應(yīng)力鋼束承擔(dān)，此時這三種材料仍處于彈性階段應(yīng)力均未達(dá)到屈服強度，仍具有一定的承載能力；當(dāng)內(nèi)壓增大到2.9倍設(shè)計值時，設(shè)備閘門附近區(qū)域的鋼襯里應(yīng)力達(dá)到材料的屈服強度，應(yīng)變超出0.15％，此時認(rèn)為鋼襯里可能發(fā)生局部撕裂，安全殼