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Development of CONTHAC-3D and hydrogen distribution analysis of HPR1000
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作者 Hui Wang Jing-Jing Li +2 位作者 Yuan Chang Gong-Lin Li Ming Ding 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE EI CAS CSCD 2024年第2期210-221,共12页
An in-house code,CONTHAC-3D,was developed to calculate and analyze thermal-hydraulic phenomena in containments during severe accidents.CONTHAC-3D is a three-dimensional computational fluid dynamics code that can be ap... An in-house code,CONTHAC-3D,was developed to calculate and analyze thermal-hydraulic phenomena in containments during severe accidents.CONTHAC-3D is a three-dimensional computational fluid dynamics code that can be applied to predict gas flow,diffusion,and steam condensation in a containment during a severe hypothetical accident,as well as to obtain an estimate of the local hydrogen concentration in various zones of the containment.CONTHAC-3D was developed using multiple models to simulate the features of the proprietary systems and equipment of HPR1000 and ACP100,such as the passive cooling system,passive autocatalytic recombiners and the passive air cooling system.To validate CONTHAC-3D,a GX6 test was performed at the Battelle Model Containment facility.The hydrogen concentration and temperature monitored by the GX6 test are accurately predicted by CONTHAC-3D.Subsequently,the hydrogen distribution in the HPR1000 containment during a severe accident was studied.The results show that the hydrogen removal rates calculated using CONTHAC-3D for different types of PARs agree well with the theoretical values,with an error of less than 1%.As the accident progresses,the hydrogen concentration in the lower compartment becomes higher than that in the large space,which implies that the lower compartment has a higher hydrogen risk than the dome and large space at a later stage of the accident.The amount of hydrogen removed by the PARs placed on the floor of the compartment is small;therefore,raising the installation height of these recombiners appropriately is recommended.However,we do not recommend installing all autocatalytic recombiners at high positions.The study findings in regard to the hydrogen distribution in the HPR1000 containment indicate that CONTHAC-3D can be applied to the study of hydrogen risk containment. 展开更多
关键词 Hydrogen risk mitigation Pressurized water reactor HPR1000 Thermal hydraulic CONTHAC-3D
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安全壳试验泄漏率超标原因分析及查漏策略
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作者 单强 陈英瑜 王永超 《科技创新与应用》 2024年第2期142-147,共6页
为提高安全壳试验泄漏点定位效率,对可能导致安全壳泄漏率超标的原因进行研究,重点分析安全壳边界各类设备的泄漏特点,同时结合历史数据库统计信息,划分不同类型故障发生概率的级别。建议在安全壳试验上行阶段依次设置3个查漏窗口,根据... 为提高安全壳试验泄漏点定位效率,对可能导致安全壳泄漏率超标的原因进行研究,重点分析安全壳边界各类设备的泄漏特点,同时结合历史数据库统计信息,划分不同类型故障发生概率的级别。建议在安全壳试验上行阶段依次设置3个查漏窗口,根据查漏优先级与被检对象类型设置多个小组并进行查漏,节省安全壳试验期间泄漏点定位时间。 展开更多
关键词 安全壳试验 密封性 泄漏率 查漏 定位
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基于步进算法的安全壳恒压测流系统设计
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作者 滑永振 陈广恒 +2 位作者 王思涵 李建发 张瑞 《工业仪表与自动化装置》 2024年第3期135-139,共5页
安全壳作为核电厂的第3道安全屏障,其良好的密封性是在严重事故工况下实现放射性包容的物质基础。为了规避传统压力衰减法安全壳泄漏率测量方案对压力变化具有显著的非线性特征进行回归分析时存在较大测量偏差的问题,本团队研发了恒压... 安全壳作为核电厂的第3道安全屏障,其良好的密封性是在严重事故工况下实现放射性包容的物质基础。为了规避传统压力衰减法安全壳泄漏率测量方案对压力变化具有显著的非线性特征进行回归分析时存在较大测量偏差的问题,本团队研发了恒压法泄漏率测量方案。该方案需要保持安全壳内压力基本恒定,即安全壳气体流入与流出达到动态平衡状态,壳内压力始终围绕目标压力值附件以微小幅度波动。为了实现上述安全壳恒压充气的控制目标,该文基于PLC及步进算法设计研发了恒压测流系统,并通过实验验证其功能,确定其适用于不同规格安全壳的正压、负压等应用场景,能够较好的满足恒压法泄漏率测量方案的功能要求。 展开更多
关键词 安全壳 泄漏率 恒压法 步进算法 恒压测流
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核电厂电气贯穿件光纤组件改造研究
4
作者 崔容益 唐涛 《科学技术创新》 2024年第7期17-20,共4页
本文针对秦二厂1、2号机组5G信号引入反应堆厂房时遇到的没有备用同轴组件的问题,提出启用备用贯穿件并在其中安装光纤组件的方案,从而满足5G信号传输的需求。从光纤组件改造对安全壳密封性的影响出发,分析该改造对核电厂安全性的影响... 本文针对秦二厂1、2号机组5G信号引入反应堆厂房时遇到的没有备用同轴组件的问题,提出启用备用贯穿件并在其中安装光纤组件的方案,从而满足5G信号传输的需求。从光纤组件改造对安全壳密封性的影响出发,分析该改造对核电厂安全性的影响。引用相关标准,介绍目前国内外核电厂对光纤组件的应用情况以及相关标准对核电厂电气贯穿件与导体组件、光纤组件的要求,说明光纤组件鉴定试验的试验内容与流程,为其他核电机组进行光纤组件改造提供经验。 展开更多
关键词 电气贯穿件 光纤组件 鉴定试验
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气溶胶粒子在微通道中的扩散泳效应数值模拟分析
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作者 朱桓君 李伊辰 魏梦颖 《现代工程科技》 2024年第1期73-76,共4页
针对快堆内高比活度气态裂变产物吸附、捕集情况,为分析由此产生的气溶胶粒子扩散、泄漏影响,建立空气-水蒸气两组分混合气体二维水平微通道冷凝相变模型。考虑到冷凝现象引起的水蒸气浓度变化,粒子受到由此引起的附加质量力,也就是扩... 针对快堆内高比活度气态裂变产物吸附、捕集情况,为分析由此产生的气溶胶粒子扩散、泄漏影响,建立空气-水蒸气两组分混合气体二维水平微通道冷凝相变模型。考虑到冷凝现象引起的水蒸气浓度变化,粒子受到由此引起的附加质量力,也就是扩散泳力的作用,针对扩散泳作用,构建亚微米粒子受扩散泳作用影响的沉降模型以及数值模拟方法。通过Fluent中的UDF功能模块实现粒子受扩散泳力作用下的模拟计算,最终得到可以模拟冷凝状态下气溶胶粒子沉降的计算模型。 展开更多
关键词 微通道 扩散泳 快堆 数值模拟
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安全壳边界门优化改进研究
6
作者 韩永红 《设备管理与维修》 2024年第9期144-147,共4页
核岛厂房安全壳边界门是安全壳对外通行的唯一通道,与安全壳一起组成实体屏障,其设计应保证由安全壳向外部环境的任何放射性释放保持在合理、可行、尽量低的水平,在运行工况下不超过放射性释放的监管排放限值,在事故工况下不超过放射性... 核岛厂房安全壳边界门是安全壳对外通行的唯一通道,与安全壳一起组成实体屏障,其设计应保证由安全壳向外部环境的任何放射性释放保持在合理、可行、尽量低的水平,在运行工况下不超过放射性释放的监管排放限值,在事故工况下不超过放射性释放的可接受限值。由于该设备首次设计、制造,缺乏工程应用经验,在安全壳整体密封性试验期间人员无法进出安全壳,调试过程中发现门关闭后传动链不具备维修性、传动链损坏等问题,通过优化改进使其满足设计及使用要求。 展开更多
关键词 安全壳 边界门 优化改进
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核设施钢结构洞口密封门的设计与分析
7
作者 李阳 刘世峰 《建筑结构》 北大核心 2024年第8期85-90,共6页
核设施运行后,放射性元素具有潜在危险性,门作为屏障边界的一部分,常需要具备密封的功能。根据施工安装及试验工序要求,需要在巷道洞口钢筋混凝土墙上安装一个带有运输通道门的洞口密封门,承担试验压力载荷-15kPa,并满足泄漏率要求。基... 核设施运行后,放射性元素具有潜在危险性,门作为屏障边界的一部分,常需要具备密封的功能。根据施工安装及试验工序要求,需要在巷道洞口钢筋混凝土墙上安装一个带有运输通道门的洞口密封门,承担试验压力载荷-15kPa,并满足泄漏率要求。基于工况要求,设计了一种洞口密封门,包含密封门的门板、压紧结构和密封垫等。为了减轻设备重量,利用井字梁理论和矩形面板弹性薄板小挠度理论,计算门板的型钢框架龙骨和密封面板,取质量最小的组合,并利用ANSYS Workbench对理论计算设计的洞口密封门进行了计算分析,验证了设计的可靠性。经过样机试验设计,进一步保证洞口密封门设计方案的密封性和可操作性,确定螺栓的预紧力大小,确保设备投入使用时的可靠性。 展开更多
关键词 核设施 钢结构 洞口密封门 有限元分析 样机试验
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小型核动力非能动安全壳抑压与安注集成特性分析
8
作者 钟明君 蒋孝蔚 +1 位作者 杨帆 刘余 《科学技术创新》 2023年第23期63-66,共4页
非能动抑压冷却因其响应快、固有可靠性高、易实现集成简化、功构融合的特点,十分适宜核动力小型安全壳在事故下的早期控压需求。在此基础上,进一步采用水源集成共用思想,将安全壳抑压水源与安注水源集成,能够大幅缩减水源配置,助力压... 非能动抑压冷却因其响应快、固有可靠性高、易实现集成简化、功构融合的特点,十分适宜核动力小型安全壳在事故下的早期控压需求。在此基础上,进一步采用水源集成共用思想,将安全壳抑压水源与安注水源集成,能够大幅缩减水源配置,助力压水堆核动力小型化、轻量化设计。利用反应堆冷却剂系统-安全壳耦合分析方法对安全壳抑压与安注集成后的失水事故特性进行了分析研究。结果表明,安全壳抑压与安注集成后系统间的耦合效应显著,降低抑压容量虽然会削弱安全壳抑压能力,但有助堆芯冷却。本研究通过对安全壳抑压与安注集成方案下的系统耦合效应量化分析为集成方案的详细设计建立了基础。 展开更多
关键词 小型压水堆 抑压冷却 集成特性 耦合分析
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高温高压作用下基于数值仿真的安全壳力学响应分析及承载力研究
9
作者 鲁正 范俏巧 +4 位作者 谢孟宏 蒋迪 宋孟燕 柳祥千 周映旻 《结构工程师》 2023年第4期60-66,共7页
安全壳结构是核反应堆的最后一道屏障,具有重要作用。为进一步深入研究安全壳的包容能力,以某一新型压力水堆核反应堆安全壳为研究对象,采用ABAQUS有限元软件,并结合Rhino、Grasshopper等第三方软件进行数值仿真分析,以研究其在严重事故... 安全壳结构是核反应堆的最后一道屏障,具有重要作用。为进一步深入研究安全壳的包容能力,以某一新型压力水堆核反应堆安全壳为研究对象,采用ABAQUS有限元软件,并结合Rhino、Grasshopper等第三方软件进行数值仿真分析,以研究其在严重事故(高温高压双重作用)条件下安全壳各组分的力学变化全过程。结果表明:高温高压荷载作用下混凝土开裂更易发生;安全壳结构首先发生混凝土层开裂,最终由于钢衬里大面积屈服、撕裂而导致其失去包容能力,从而功能性失效。 展开更多
关键词 安全壳 混凝土 预应力 数值仿真
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非能动安全壳热量导出系统GOTHIC模拟方法
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作者 郑云涛 孙燕宇 +1 位作者 周蓝宇 黄树亮 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1150-1155,共6页
为满足非能动安全壳热量导出系统带热能力和运行特性的分析,本文以“华龙一号”安全壳综合试验装置为研究对象,采用GOTHIC 3D模型对非能动安全壳热量导出系统进行模拟。通过试验结果对计算模型进行了验证,并用该计算模型对质能释放位置... 为满足非能动安全壳热量导出系统带热能力和运行特性的分析,本文以“华龙一号”安全壳综合试验装置为研究对象,采用GOTHIC 3D模型对非能动安全壳热量导出系统进行模拟。通过试验结果对计算模型进行了验证,并用该计算模型对质能释放位置、下降段管径和汽水分离器等关键部件参数的影响进行了分析。结果表明:基于GOTHIC 3D模型的非能动安全壳热量导出系统模拟方法能够模拟出温度分层、闪蒸和自然循环流动不稳定性等现象,其计算结果与试验值的偏差均在±10%以内。本文建立的模拟方法能够用于非能动安全壳热量导出系统的分析,可作为其设计的辅助分析方法。 展开更多
关键词 “华龙一号” GOTHIC 安全壳 非能动安全壳热量导出系统 温度分层 闪蒸 自然循环 流动不稳定性
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基于安全壳综合性能实验的“华龙一号”安全壳热工水力行为数值模拟分析
11
作者 孙婧 王辉 +2 位作者 李精精 孙燕宇 郑云涛 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期1156-1161,1174,共7页
在以往的核电厂安全壳热工水力行为模拟分析中,由于缺乏相关实验支持,非能动安全壳热量导出系统数值计算模型往往采用已有经验关系式并对模型简化。为解决上述问题,本文基于“华龙一号”安全壳综合性能实验台架开发了“华龙一号”非能... 在以往的核电厂安全壳热工水力行为模拟分析中,由于缺乏相关实验支持,非能动安全壳热量导出系统数值计算模型往往采用已有经验关系式并对模型简化。为解决上述问题,本文基于“华龙一号”安全壳综合性能实验台架开发了“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统数值计算模型,并将其耦合到安全壳热工水力计算模型中。同时,本文采用该模型对“华龙一号”主蒸汽管道破裂严重事故后安全壳内热工水力行为开展了模拟分析。研究结果表明:非能动安全壳热量导出系统运行未对安全壳内温度和水蒸气浓度分布造成明显扰动;“华龙一号”非能动热量导出系统具有足够的排热能力,能够满足设计要求(安全壳压力低于设计压力520 kPa)。 展开更多
关键词 非能动安全壳热量导出系统 “华龙一号” 安全壳热工水力行为 安全壳综合性能实验装置 GOTHIC 主蒸汽管道破裂 温度分布 冷凝
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安全壳及其非能动冷却
12
《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第7期I0001-I0002,共2页
安全壳是现代压水堆核电站防止放射性物质失控释放最外侧的一道实体屏障。它的完整性对缓解压水堆核电站严重事故条件下的放射性后果具有十分重要的意义。事故条件下的超温超压是安全壳完整性遭到破坏的主要原因之一,因而第二代压水堆... 安全壳是现代压水堆核电站防止放射性物质失控释放最外侧的一道实体屏障。它的完整性对缓解压水堆核电站严重事故条件下的放射性后果具有十分重要的意义。事故条件下的超温超压是安全壳完整性遭到破坏的主要原因之一,因而第二代压水堆广泛采用了能动的安全壳喷淋系统应对超温超压的风险。鉴于能动的安全壳喷淋系统仍有可能失效。 展开更多
关键词 安全壳 压水堆 放射性物质 放射性后果 事故条件 非能动
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核电厂高静低动三维隔震系统的力学性能试验与减震效果研究
13
作者 杨杰 王凯 +3 位作者 田华 孙渝刚 袁芳 陈哲贤 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第5期1138-1149,共12页
为实现隔震结构在静载阶段隔震层位移较小的同时满足动载阶段良好的减震效果,设计了一种由水平隔震单元和高静低动隔震系统(斜置橡胶支座和负刚度装置构成)组成的高静低动三维隔震系统。针对核电厂结构建立了该系统的竖向动力模型,分析... 为实现隔震结构在静载阶段隔震层位移较小的同时满足动载阶段良好的减震效果,设计了一种由水平隔震单元和高静低动隔震系统(斜置橡胶支座和负刚度装置构成)组成的高静低动三维隔震系统。针对核电厂结构建立了该系统的竖向动力模型,分析了参数对系统传递率的影响,结果表明随着刚度比、阻尼比和力激励幅值比的增大,弹簧压缩比减小,力传递率幅值越小,在共振区体现出更好的隔震效果。通过对高静低动隔震系统进行静力加载试验,结果表明高静低动隔震系统在动载阶段滞回曲线饱满,具有较低刚度特征。通过理论模型与试验结果的对比,表明所提出的高静低动隔震系统理论模型能较好反映该装置系统力学特性。 展开更多
关键词 负刚度 高静低动三维隔震系统 传递率 参数分析 地震响应
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小型堆非能动安全壳内喷射实验分析
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作者 胡聪旺 《科学技术创新》 2023年第17期196-199,共4页
本研究搭建了一个由蒸汽供应装置、安全壳、外部喷淋系统等组成的实验装置,模拟小型堆非能动安全壳在发生破口故障后,蒸汽喷射流量、破口直径、破口高度、外部喷淋流量4个因素对壳体内热分层与壳壁传热的影响。文章围绕4个因素分别设计... 本研究搭建了一个由蒸汽供应装置、安全壳、外部喷淋系统等组成的实验装置,模拟小型堆非能动安全壳在发生破口故障后,蒸汽喷射流量、破口直径、破口高度、外部喷淋流量4个因素对壳体内热分层与壳壁传热的影响。文章围绕4个因素分别设计了实验,结果表明:在蒸汽喷射流量较大、破口直径较小、破口高度较高、外部喷淋流量较大的情况下,安全壳壳体热流密度较大,热分层现象明显,安全壳呈现出上部温度偏高、下部温度偏低的情况。 展开更多
关键词 安全壳 蒸汽喷射流量 破口直径 外部喷淋流量
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百万千瓦级核电厂安全壳结构设计与试验研究 被引量:11
15
作者 夏祖讽 王明弹 +1 位作者 黄小林 王晓雯 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期123-129,共7页
通过建立符合先进核电厂安全壳结构特点的线性和非线性有限元分析模型,得出合理的安全壳预应力张拉顺序,计算出安全壳在设计事故内压、严重事故内压状态下的工作性能及其极限承载能力,并与1:10的大比例尺结构模型试验结果相互比较,取得... 通过建立符合先进核电厂安全壳结构特点的线性和非线性有限元分析模型,得出合理的安全壳预应力张拉顺序,计算出安全壳在设计事故内压、严重事故内压状态下的工作性能及其极限承载能力,并与1:10的大比例尺结构模型试验结果相互比较,取得一致的结论:先进核电厂安全壳符合国际上极限承载力≥2.5倍设计内压的合格标准。从而验证了先进核电厂安全壳概念设计的合理性。 展开更多
关键词 百万千瓦级核电厂 安全壳 结构设计 预应力 内压 有限元分析 模型试验
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先进核电厂半球顶安全壳抗震分析 被引量:14
16
作者 王明弹 凌云 +1 位作者 王晓雯 夏祖讽 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期401-406,共6页
安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构,是防止设计事故发生时放射性物质扩散的最后一道屏障,是确保核电厂安全的关键设施。因此,必须在设计中考虑到安全壳在可能的、会引发重大核事故的意外荷载作用下的工作性能。地震是核电厂整个使... 安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构,是防止设计事故发生时放射性物质扩散的最后一道屏障,是确保核电厂安全的关键设施。因此,必须在设计中考虑到安全壳在可能的、会引发重大核事故的意外荷载作用下的工作性能。地震是核电厂整个使用过程中有可能出现的自然灾害之一,并可能引发重大事故,所以,必须对安全壳结构进行严格的抗震性能分析,设计要保证预应力混凝土安全壳能够承受SSE作用而不被损坏。本文通过有限元模型的计算与分析,得到先进核电厂半球顶安全壳结构在SSE作用下的应力、变形、位移等地震反应,由此进行安全壳结构构件抗震分析计算。计算表明,半球顶安全壳结构在SSE作用下,安全壳结构安全可靠,结构的设计能够满足我国核电厂安全导则对抗震Ⅰ类结构的规定。 展开更多
关键词 安全壳 预应力 有限元分析 SSE工况
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考虑土-结构相互作用的核电站动力分析方法 被引量:11
17
作者 王天运 任辉启 +1 位作者 刘国强 刘水江 《岩石力学与工程学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2004年第22期3840-3845,共6页
考虑不同土-结构相互作用(SSI),对核电站安全壳结构进行动力响应分析的程序很多,它们采用的分析方法各不相同,如地下结构基础分析法程序CLASSI、等效线性有限元程序FLUSH、非线性有限元分析程序DYNA3D。使用这3种程序简单分析了安全壳... 考虑不同土-结构相互作用(SSI),对核电站安全壳结构进行动力响应分析的程序很多,它们采用的分析方法各不相同,如地下结构基础分析法程序CLASSI、等效线性有限元程序FLUSH、非线性有限元分析程序DYNA3D。使用这3种程序简单分析了安全壳结构的动力响应,给出了动力响应分析结果。讨论了以上3种程序在进行SSI分析时的可靠性,比较了它们在峰值加速度和响应谱作用下的响应。 展开更多
关键词 建筑结构 核电站 土-结构相互作用 动力响应
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先进核电厂安全壳结构模型试验研究 被引量:10
18
作者 张心斌 林松涛 +3 位作者 陈增元 王永焕 徐海翔 束伟农 《工业建筑》 CSCD 北大核心 2001年第9期33-35,共3页
安全壳结构模型试验与工程实体安全壳结构试验相比 ,可对关键技术问题进行更加深入的试验研究。通过对模型试验得到的位移、应变、裂缝、预应力值的试验结果 ,检验结构的非线性分析理论 ,实测极限承载能力和破坏状态 ,并为实体设计提供... 安全壳结构模型试验与工程实体安全壳结构试验相比 ,可对关键技术问题进行更加深入的试验研究。通过对模型试验得到的位移、应变、裂缝、预应力值的试验结果 ,检验结构的非线性分析理论 ,实测极限承载能力和破坏状态 ,并为实体设计提供试验依据。 展开更多
关键词 安全壳 核电站 结构模型试验 预应力混凝土
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飞机撞击核安全壳不同位置破坏效应的数值模拟 被引量:6
19
作者 张涛 方秦 +2 位作者 吴昊 龚自明 孔祥振 《应用数学和力学》 CSCD 北大核心 2015年第S1期107-116,共10页
自"9·11事件"以来,大型商用客机对核电站等重要国家设施的撞击引起了世界范围内的广泛关注。为了研究飞机不同的撞击位置对核电站安全壳破坏效应的影响,本文建立了精细化的空客A320大型客机以及核电站安全壳有限元模型,... 自"9·11事件"以来,大型商用客机对核电站等重要国家设施的撞击引起了世界范围内的广泛关注。为了研究飞机不同的撞击位置对核电站安全壳破坏效应的影响,本文建立了精细化的空客A320大型客机以及核电站安全壳有限元模型,采用LS-DYNA有限元分析软件进行了数值模拟。数值模拟得到的撞击力时程曲线形状与已有研究相似,但由于飞机型号、质量及撞击速度不同,撞击力持续时间和峰值荷载大小存在一定的差别。通过分析飞机在215 m/s垂直撞击时撞击中心内侧的位移,确定了安全壳在抵抗大型商用客机撞击时的最薄弱部位,并对撞击位移的分布规律进行了分析,为安全壳结构设计提供了参考。 展开更多
关键词 核安全壳 空客A320 飞机撞击 撞击位置
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内压荷载下安全壳1:10模型结构非线性有限元分析 被引量:28
20
作者 陈勤 钱稼茹 《工程力学》 EI CSCD 北大核心 2002年第6期73-77,共5页
对先进核电厂预应力混凝土安全壳1:10模型结构进行了内压作用下的非线性有限元分析。径向位移计算值与实验值的比较说明了计算模型和计算参数基本合理;由于预应力的作用,内压加至0.6MPa,模型结构仍处于受压状态,满足使用要求;1.5m至3.0... 对先进核电厂预应力混凝土安全壳1:10模型结构进行了内压作用下的非线性有限元分析。径向位移计算值与实验值的比较说明了计算模型和计算参数基本合理;由于预应力的作用,内压加至0.6MPa,模型结构仍处于受压状态,满足使用要求;1.5m至3.0m高范围内的径向位移大于其它高度的径向位移,标高2.0m左右的径向位移最大;沿模型结构环向,63.24o附近的径向位移大于其它位置的径向位移;极限内压为1.34MPa,为设计内压的3.35倍。分析表明,新开发的先进核电厂安全壳结构在内压作用下是安全的。 展开更多
关键词 安全壳模型结构 非线性有限元 径向位移 极限状态 核电厂 内压荷载
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