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Aseismic safety analysis of a prestressed concrete containment vessel for CPR1000 nuclear power plant 被引量:1
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作者 Yi Ping Wang Qingkang Kong Xianjing 《Earthquake Engineering and Engineering Vibration》 SCIE EI CSCD 2017年第1期55-67,共13页
Abstract: The containment vessel of a nuclear power plant is the last barrier to prevent nuclear reactor radiation. Aseismic safety analysis is the key to appropriate containment vessel design. A prestressed concrete... Abstract: The containment vessel of a nuclear power plant is the last barrier to prevent nuclear reactor radiation. Aseismic safety analysis is the key to appropriate containment vessel design. A prestressed concrete containment vessel (PCCV) model with a semi-infinite elastic foundation and practical arrangement of tendons has been established to analyze the aseismic ability of the CPR1000 PCCV structure under seismic loads and internal pressure. A method to model the prestressing tendon and its interaction with concrete was proposed and the axial force of the prestressing tendons showed that the simulation was reasonable and accurate. The numerical results show that for the concrete structure, the location of the cylinder wall bottom around the equipment hatch and near the ring beam are critical locations with large principal stress. The concrete cracks occurred at the bottom of the PCCV cylinder wall under the peak earthquake motion of 0.50 g, however the PCCV was still basically in an elastic state. Furthermore, the concrete cracks occurred around the equipment hatch under the design internal pressure of 0.4MPa, but the steel liner was still in the elastic stage and its leak-proof function soundness was verified. The results provide the basis for analysis and design of containment vessels. 展开更多
关键词 nuclear power plant prestressed concrete containment vessel aseismic safety analysis
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化工安全壳预应力损失影响安全性能的研究
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作者 石明 《石油化工安全环保技术》 CAS 2024年第4期30-33,I0002,I0003,共6页
在内压力环境下,时长压力损失对化工安全壳安全性的影响不容忽视,本项目拟从结构力学角度出发,研究在设计参考周期时长4年和6年压力下,化工安全壳结构的安全性。应用ABAQUS数值模拟技术,对大型容器进行三维精细化数值模拟,对内衬屈服、... 在内压力环境下,时长压力损失对化工安全壳安全性的影响不容忽视,本项目拟从结构力学角度出发,研究在设计参考周期时长4年和6年压力下,化工安全壳结构的安全性。应用ABAQUS数值模拟技术,对大型容器进行三维精细化数值模拟,对内衬屈服、预应力筋屈服、混凝土裂纹扩展等力学行为进行数值模拟。在考虑了预加应力后,在有裂纹和有内衬破坏的情况下,容器能够承担的内压荷载均有所降低。在临界压力下,容器的形变显示出拱顶的外扩和拱顶的内扩;在极限压力作用下,圆顶区段受到了很大的损伤。 展开更多
关键词 预应力 混凝土 化工安全壳
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CNP1000核电厂安全壳1:10模型拟动力试验 被引量:16
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作者 钱稼茹 赵作周 +2 位作者 段安 夏祖讽 王明弹 《土木工程学报》 EI CSCD 北大核心 2007年第6期7-13,53,共8页
由半球形穹顶、筒体和2根扶壁柱组成的预应力混凝土安全壳是我国最新开发的CNP1000先进核电厂的标志建筑物。为验证其在峰值加速度为0.2 g的设计地震水平SL-2工况下的安全,为该安全壳的技术系统集成提供模型结构动态试验依据,完成了该... 由半球形穹顶、筒体和2根扶壁柱组成的预应力混凝土安全壳是我国最新开发的CNP1000先进核电厂的标志建筑物。为验证其在峰值加速度为0.2 g的设计地震水平SL-2工况下的安全,为该安全壳的技术系统集成提供模型结构动态试验依据,完成了该安全壳一个11∶0预应力混凝土模型的单自由度拟动力试验。试验分两个阶段,加载方向分别与安全壳的扶壁柱连线垂直和一致;在有限元分析的基础上,确定了两个阶段试验单自由度体系的理论质量。采用人工波作为地震输入;每个阶段分别进行3个工况试验,地震峰值加速度分别为1 g、2 g和3 g,根据相似关系,对应于实体结构分别为0.1 g、0.2 g和0.3 g;模型结构阻尼比分别取为0.02、0.05和0.05。结果表明,在峰值加速度2 g地震作用下,筒体底部个别测点达到混凝土开裂应变,模型等效抗侧刚度降低仅5%;在峰值加速度3 g地震作用下,除筒体底部外的筒壁测点的应变都小于混凝土开裂应变,模型等效抗侧刚度降低约14%,结构处于弹性阶段。半球形穹顶安全壳具有大的抗震安全储备。 展开更多
关键词 预应力混凝土安全壳 半球形穹顶 1:10模型 拟动力试验 设计地震水平SL-2
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混凝土安全壳预应力施工模拟与变形监测 被引量:7
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作者 李振宝 林树潮 +2 位作者 马华 王冬雁 刘柏粦 《北京工业大学学报》 CAS CSCD 北大核心 2016年第7期1052-1061,共10页
为了准确估计预应力施工过程中混凝土安全壳变形,以某核电站安全壳为背景,利用有限元软件ANSYS的重叠单元和生死单元技术,考虑混凝土弹性模量随龄期变化的影响,建立复杂实体有限元计算模型,结合现场预应力摩擦试验,分析时间相关的预应... 为了准确估计预应力施工过程中混凝土安全壳变形,以某核电站安全壳为背景,利用有限元软件ANSYS的重叠单元和生死单元技术,考虑混凝土弹性模量随龄期变化的影响,建立复杂实体有限元计算模型,结合现场预应力摩擦试验,分析时间相关的预应力损失与混凝土徐变对安全壳变形的影响.结果表明:考虑混凝土收缩徐变与预应力筋应力损失等因素的影响,无论穹顶观测点,还是筒体观测点,考虑混凝土收缩徐变和预应力筋的应力松弛引起的应力损失时变的位移与现场实测的位移变化规律一致,而且更接近于现场实测位移.预应力筋应力松弛引起的预应力损失时变对安全壳变形影响较小,但混凝土收缩徐变引起的预应力损失时变不容忽视,二者不存在相互影响.对安全壳进行考虑混凝土收缩徐变以及其引起的预应力损失时变力学分析,可更加准确预测徐变对核电站安全壳长期变形的影响,从而为安全壳设计提供理论依据和技术支撑. 展开更多
关键词 核电站安全壳 预应力损失 混凝土徐变 有限元分析
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大气环境下核电站安全壳温度场的时程分析 被引量:3
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作者 林志伸 闫继红 《土木工程学报》 EI CSCD 北大核心 2003年第6期12-17,共6页
在进行核电站安全壳结构的整体性能试验时,大气环境作用会干扰结构试验变位和应变的测试结果。为了了解环境影响的规律和幅度,从理论和试验验证上探讨了安全壳在大气环境下的温度场问题,建立了时程分析和估值的计算模式,研究了有关参数... 在进行核电站安全壳结构的整体性能试验时,大气环境作用会干扰结构试验变位和应变的测试结果。为了了解环境影响的规律和幅度,从理论和试验验证上探讨了安全壳在大气环境下的温度场问题,建立了时程分析和估值的计算模式,研究了有关参数。编程计算结果与实测结果非常吻合。本研究对大型结构设计和探讨混凝土和砖混结构建筑顶层开裂的热作用规律也具有实际意义。 展开更多
关键词 温度场 太阳辐射 安全壳 结构整体试验
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事故内压下预应力混凝土安全壳可靠性分析
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作者 梁艳苹 冯德成 任晓丹 《工程力学》 EI CSCD 北大核心 2023年第8期202-212,共11页
对预应力混凝土安全壳进行了事故内压下的可靠性分析。研究以Monte Carlo有限元模拟为基础,一方面,根据概率守恒原理,以有限的随机结果表征实际响应的概率分布;另一方面,有限元分析结合分层壳单元、混凝土损伤软化本构及割线刚度算法模... 对预应力混凝土安全壳进行了事故内压下的可靠性分析。研究以Monte Carlo有限元模拟为基础,一方面,根据概率守恒原理,以有限的随机结果表征实际响应的概率分布;另一方面,有限元分析结合分层壳单元、混凝土损伤软化本构及割线刚度算法模拟安全壳的非线性行为,在保证模拟精度的基础上提高计算效率。以桑迪亚国家实验室的安全壳试验为案例,对可靠性分析进行说明。计算位移值与试验值的比较说明,有限元计算模型和参数基本合理。考虑材料参数随机性,通过200次有限元模拟得到结构响应的概率分布;以整体应变为失效指标,得到内压下的失效概率曲线。分析表明:在实际功能性失效和结构性失效内压下,模拟所得失效概率分别达到了72.03%和68.78%,与试验结果具有一致性。 展开更多
关键词 预应力混凝土安全壳 可靠性 Monte Carlo有限元模拟 概率守恒 分层壳 损伤本构 割线刚度算法
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内压作用下纤维混凝土预应力安全壳破坏机理研究
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作者 孙晔 郑志 +1 位作者 苏春阳 潘晓兰 《防灾减灾工程学报》 CSCD 北大核心 2023年第3期502-507,558,共7页
核电厂安全壳作为防止核放射性物质泄漏的最后一道屏障,提升安全壳的承载力尤为重要。大量研究显示纤维混凝土在力学性能、耐久性等方面具有显著优势,为了探究纤维混凝土在安全壳结构上的适用性并准确描述内压作用下纤维混凝土预应力安... 核电厂安全壳作为防止核放射性物质泄漏的最后一道屏障,提升安全壳的承载力尤为重要。大量研究显示纤维混凝土在力学性能、耐久性等方面具有显著优势,为了探究纤维混凝土在安全壳结构上的适用性并准确描述内压作用下纤维混凝土预应力安全壳的破坏机理,利用ABAQUS有限元软件,建立钢纤维、钢聚丙烯纤维、钢聚乙烯醇纤维增强安全壳精细化模型,施加内压荷载进行有限元分析。结果表明:(1)纤维混凝土安全壳破坏机理及变形规律与普通混凝土安全壳类似,混凝土中不同纤维的掺入均能有效延缓混凝土裂缝出现的时间,抑制裂缝开展的速度,减少钢衬里塑性损伤,大幅提升安全壳的极限内压。(2)钢纤维具有最佳的增强效果,但恶劣的服役环境下混杂纤维值得优先考虑。(3)局部替换纤维混凝土尤其是洞口区域附近,更有利于保持安全壳结构经济性与安全性的平衡。 展开更多
关键词 纤维混凝土 预应力混凝土安全壳 数值模拟 内压作用 加固区域 破坏机理
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超设计基准压力下安全壳结构性能研究 被引量:1
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作者 孙锋 潘蓉 +2 位作者 刘宇 任国鹏 王思昊 《工业建筑》 CSCD 北大核心 2015年第9期13-16,63,共5页
日本福岛严重核事故后,超设计基准事故日益受到关注,核电厂在发生超设计基准事故(或严重事故)后,最关键的是要确保安全壳的完整性。基于某核电厂安全壳结构,建立包含预应力钢束的混凝土安全壳结构三维有限元模型,施加内压荷载进行非线... 日本福岛严重核事故后,超设计基准事故日益受到关注,核电厂在发生超设计基准事故(或严重事故)后,最关键的是要确保安全壳的完整性。基于某核电厂安全壳结构,建立包含预应力钢束的混凝土安全壳结构三维有限元模型,施加内压荷载进行非线性有限元分析,根据假定的破坏准则,给出了安全壳的极限承载能力,并与美国桑迪亚国家实验室的试验比较,初步分析了超压作用下安全壳整体结构及设备闸门局部区域的变形规律,安全壳超压破坏主要是由于设备闸门洞口附近的局部破坏所致。 展开更多
关键词 预应力混凝土安全壳 超设计压力 设备闸门 破坏准则
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