新工科背景下结构力学课程教学改革的探索

结构力学是新工科背景下系列工科课程中的一门专业基础课程,能够前承先修基础课程、铺垫后续专业课程。针对土木工程专业结构力学课程教学中的“痛点”问题,基于OBE教学理念,结合应用型大学的定位与特色,以培养应用型新工科土木工程专业人才为目标,构建了“四转变”教学思想和“四联系”教学方法。“教师为中心”转变为“学生为中心”、“正向教学”转变为“逆向教学”、“线下教学”转变为“混合教学”、“学会做题”转变为“解决问题”,在教学过程中注重联系实际工程、联系思政教育、联系实践创新、联系前沿技术。教学改革使学生融入课堂,激发学生自主学习的热情,得到了较好的教学效果。

核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析

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0.87MPa时,安全壳筒壁上部混凝土开始进入塑性;当内压增大到1.02MPa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。

堆芯燃料组件抗震计算关键参数的敏感性分析

堆芯燃料组件作为核电厂反应堆中的抗震Ⅰ类部件,其在地震作用下是否会发生显著变形或破坏,将关系到整个燃料组件的完整性和反应堆的安全性。针对堆芯燃料组件的结构特性,结合堆芯燃料组件抗震性能评价准则中的具体评价要求,研究构建堆芯燃料组件抗震分析计算模型的简化方法。在此基础上,结合组件简化模型中的四类抗震计算关键参数,进一步分析各关键参数对单组件简化模型动力学特性和多组件堆芯模型抗震分析计算的影响,从而更加准确的把握各关键参数对组件抗震计算的影响程度,为相关设计和核安全审评提供参考。

现浇大跨箱梁钢筋骨架整体吊装设备吊运测试与应变监测

在现浇箱梁桥施工过程中,移动模架技术已被广泛应用,取得了良好的经济效益,但对于超长、多跨移动模架的设计和应用,国内相应的工程实践相对较少。针对可用于大跨箱梁桥施工的移动模架技术,设计研发了钢筋骨架整体吊装设备,对吊运过程中承重结构的应变变化进行监测。结果表明:在静力提升和载重行驶过程中,最大应变均出现在支撑立柱顶部,分别为124.1με和326.5με,在进行结构分析与设计时,必须考虑载重行驶过程中的动力效应对结构内力的影响。监测过程中,承重立柱和钢托座处于弹性状态,整体结构具有较大的安全裕度。

非规则环形圆柱水箱液体晃动动力特性试验

冷却水箱是核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)的重要组成部分。水箱中液体晃动频率低,在长周期地震动作用下容易发生大幅晃动,因此在进行核岛结构动力分析时,必须要考虑水箱结构的影响,研究其动力特性。本文通过振动台试验测试了水箱中液体的动水压和波高衰减数据,计算求得液体的晃动频率和阻尼比,并将试验结果与数值分析、等效模型理论计算结果进行比较。研究表明:采用的数值分析和等效模型理论方法能够较好地模拟试验结果,可被用来分析PCS水箱液体晃动动力特性,通过对比验证了试验测试方法的准确性以及等效模型计算方法的实用性。

核岛结构PCS水箱FSI效应简化方法研究

高置冷却水箱是核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)的重要组成部分,在进行动力分析时,必须考虑冷却水与屏蔽厂房之间的流固耦合(FSI)效应。由于FSI效应问题复杂,数值分析耗时较长,因此,在研究核岛结构动力分析时,有必要采用简化方法,在满足计算精度要求的前提下,提高计算效率。基于Housner模型,提出一种考虑液体-水箱相互作用的简化模型。采用ADINA软件分别进行水箱FSI模型和简化模型的核岛结构三向地震反应分析,分析了FSI模型和简化模型结构反应的峰值加速度、楼层反应谱和有效应力相对误差。结果表明:提出的水箱简化模型可用于高置冷却水箱核岛结构三向地震反应分析,能够很好地模拟FSI效应。

核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析

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。

低温环境下超声波在混凝土中传播速度的研究

超声波检测技术现已获得广泛应用。不同环境温度(尤其是低温条件)下,超声波在混凝土中传播速度具有重要的研究价值。使用对测法进行实验测量,研究-30℃～10℃温度区间内,超声波在混凝土中的传播速度与温度之间的关系。研究表明:在-30℃～10℃条件下,超声波的传播速度随着温度的降低而增大。

斜交连续刚构桥桥墩地震易损性分析

以美国西部地区某斜交公路连续刚构桥为研究对象,研究其不等高墩易损性差异以及斜交角的改变对桥墩地震易损性的影响。考虑桥梁结构参数和地震动的不确定性,选取100条地震动,沿纵桥向输入,生成“结构-地震动”样本库,以地震动峰值加速度(PGA)为强度指标(IM),利用OpenSees软件对结构进行非线性时程分析得到桥墩动力响应,而后以桥墩曲率延性比衡量桥梁破坏状态,在确定桥墩损伤指标的基础上,采用可靠度理论得到各桥墩的地震易损性曲线,判断桥墩的损伤模式、损伤特点。在此基础上,改变桥梁斜交角度进行易损性分析,得到斜交角变化对桥墩地震易损性的影响。研究表明:该桥最矮墩发生损伤的概率大于其他桥墩,桥墩最先进入塑性的是墩顶和墩底区域;不同斜交角对桥墩的地震响应影响显著,各墩损伤破坏排序与斜交桥结构构造特点有关,同一排架墩的两侧墩柱易损性呈现与角度变化趋势相反的排列,损伤越严重,趋势越明显;对于此不等高的斜交刚构桥,最矮墩为其抗震薄弱环节,斜交角越大,越应该关注钝角处矮墩的损伤情况,并提高其设计标准,在进行斜交刚构桥抗震设计中应予以重视。

核电结构PCS水箱液动压力分析等效模型

中国核电厂抗震设计规范推荐采用的Housner模型不适用于复杂形状核电储液结构的流固耦合分析。对于AP1000和CAP1400核电站屏蔽厂房顶部非能动安全壳冷却系统重力水箱(简称PCS水箱),基于圆柱形水箱的Housner等效质量-弹簧模型,通过引入水箱体积修正参数,提出PCS水箱的三维等效质量-弹簧模型。采用有限元软件ADINA建立水箱结构流固耦合整体有限元模型以进行模态分析,计算分析PCS水箱和对应环形水箱在不同尺寸和液体深度条件下的液体晃动自振特性。对比整体有限元模型与三维等效质量-弹簧模型计算结果发现,提出的PCS水箱三维等效质量-弹簧模型能给出其内液体晃动各阶振型的液动压力合理估计值,适用于具有复杂形状的PCS水箱液动压力分析。本文的等效模型方法可推广应用于其他复杂形状水箱的液动压力分析。

考虑FSI效应的核岛结构楼层反应谱研究

地震荷载作用下,核岛结构的楼层反应谱是核电厂厂房内管道、设备等地震安全评价的重要输入,楼层反应谱的研究对设备抗震分析具有重要的意义。文章以新型压水堆核电厂核岛结构为研究对象,基于有限元软件开展安全停堆地震动作用下核岛结构数值模拟分析,探讨在考虑和不考虑流固耦合(Fluid-structure Interaction,FSI)效应两种情况下楼层反应谱的差异,并研究了考虑FSI效应时核岛结构楼层反应谱及反应谱峰值随结构高度的变化规律,分析不同阻尼比对楼层反应谱的影响。结果表明:考虑FSI效应使结构的主频降低,楼层反应谱峰值向长周期段移动;辅助厂房的约束作用导致屏蔽厂房下部参考点水平方向加速度反应谱表现出高频特性;随着核岛结构高度的增大,各楼层反应谱峰值整体呈现增大的趋势,辅助厂房的约束作用导致相应参考点加速度反应谱峰值较小;阻尼比大小影响加速度反应谱的峰值,但不改变反应谱的频谱特性。