考虑混凝土徐变影响的安全壳预应力损失研究
发布时间：2022-01-19 13:44
在人类对于能源需求越来越大的今天,以核能为首的清洁能源日益得到各国的重视。在这种大趋势下,中国核电稳步发展,核能在我国能源版图中占据一席之地。安全壳作为确保核电站安全运行的屏障,其重要性毋庸置疑。然而目前安全壳结构在混凝土徐变以及其引起的预应力损失方面研究较少且不充分,研究方法考虑不够全面。本文以某核电站预应力混凝土安全壳结构为背景,采用理论分析与数值模拟相结合的研究方法,基于三种混凝土徐变模型,考虑了混凝土徐变对包含复杂空间线型预应力筋系统的预应力安全壳浇筑、张拉、服役全过程力学性能的影响,并对内压作用下考虑预应力损失的安全壳结构力学性能进行了研究。主要内容如下:1、基于国际混凝土联合会模式规范1990版（CEB-FIP Model Code 90）、模式规范2010版（fib Model Code 2010）以及美国混凝土学会（ACI）Gardner和Lockman两位教授提出的GL2000模型等三种国际常用的混凝土徐变计算模型,推导出变应力混凝土徐变计算模型。采用ABAQUS有限元分析软件,考虑了随时间变化的混凝土材料性能,分析了安全壳结构在混凝土浇筑过程中的时变力学性能。2、系...
【文章来源】：哈尔滨工业大学黑龙江省 211工程院校 985工程院校
【文章页数】：98 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
安全壳结构
哈尔滨工业大学工程硕士学位论文-10-力混凝土内侧，确保安全壳的密封作用。钢衬里内径23.4m，从底部到穹顶总高度为65.509m。安全壳具有非常复杂的预应力筋体系，这个体系包含三类预应力钢筋，即：环向预应力筋、竖向预应力筋以及Gamma预应力筋。环向预应力筋共计119束，分为内外两层钢筋，内层预应力筋半径为24.14m，外层预应力筋半径为24.46m，从扶壁柱出发围成一圈后再锚固于同一扶壁柱处。环向预应力筋最下层在环形基础内，最下层钢筋与最上层钢筋间距为50.81m，其下部18.85m范围内以0.65m为间距，向上21.08m范围内以0.62m为间距，最顶端10.88m范围内以0.68m为间距。竖向预应力筋共计47束，分布在半径23.92m的圆周上。Gamma预应力筋呈现“”形，从安全壳基础底板出发经由穹顶抵达对位的环梁处锚固成型，一共有104束，分布在半径23.92m的圆周上。三类预应力筋所构成预应力筋体系如图2-2所示。a)预应力筋体系b)竖向预应力筋c)环向预应力筋d)Gamma预应力筋图2-2安全壳预应力筋体系
哈尔滨工业大学工程硕士学位论文-11-2.2.2安全壳结构有限元分析模型本文采用ABAQUS软件建立的有限元分析模型如图2-3所示。安全壳结构较为复杂，包含穹顶、筒体等多部分，同时还有洞口、环梁等细部需要考虑在内。对于这种复杂结构，难以一次性建模成功，为了确保模型合理且便于运算，将安全壳包括穹顶、筒体、扶壁柱等部分在内的各个部件分别建模，然后搭建组合成为整体并使用Tie连接使其接合，从而在模型计算时变形协调。图2-3安全壳有限元模型本模型中，使用实体单元C3D8R模拟混凝土，C3D8R单元为含有八个结点的线性减缩积分单元，这种常用的六面体单元优点在于所得结果较为精确，同时不易发生计算上的自锁现象。对于预应力筋，选择使用桁架单元T3D2。对于钢衬里而言，考虑其厚度较薄，面积较大，所以使用对薄壳结构适应性良好的壳单元对其进行模拟，同时由于钢衬里形状较为不规整，考虑以S4R壳单元为主，S3壳单元合理补充，尽量使钢衬里网格划分合理且便于计算。混凝土、钢衬里以及预应力钢筋所用材料均按照我国现有规范取标准值，即《混凝土结构设计规范》（GB50010-2010）[55]和《钢结构设计标准》（GB50017-2017）[56]。混凝土密度取2500kg/m3，其中C75混凝土弹性模量为3.75×104MPa，轴心抗压强度标准值为47.4MPa，轴心抗拉强度标准值为3.05MPa；C50混凝土弹性模量为3.45×104MPa，轴心抗压强度标准值为32.4MPa，轴心抗拉强度标准值为2.64MPa。钢衬里使用Q235钢板，泊松比为0.2，弹性模量取2×105MPa，屈服强度取235MPa；预应力筋使用钢绞线制成，极限强度标准值取1860MPa，密度为7850kg/m3，弹性模量取1.95×105MPa。
【参考文献】：
期刊论文
[1]表面密封下的混凝土长期收缩行为试验及分析[J]. 黄海东,刘建,何映樑,王伟. 混凝土. 2020(04)
[2]中国大陆核电发展历程及前景[J]. 周全之. 大众用电. 2019(07)
[3]中国核电建设进入全新时代[J]. 赵成昆. 中国电力企业管理. 2019(04)
[4]世界核电发展现状及前景展望[J]. 周全之. 大众用电. 2018(06)
[5]世界核电发展现状[J]. 宋翔宇. 中国核电. 2017(03)
[6]混凝土安全壳预应力施工模拟与变形监测[J]. 李振宝,林树潮,马华,王冬雁,刘柏粦. 北京工业大学学报. 2016(07)
[7]核电站安全壳混凝土结构长期预应力预测模型初步研究[J]. 廖开星,李毅,孔祥龙,汤志杰,遆文新. 混凝土. 2015(05)
[8]刚性基础上CPR1000安全壳地震反应分析[J]. 王庆康,易平. 低温建筑技术. 2014(10)
[9]某核电站安全壳预应力施工模拟分析[J]. 李振宝,林树潮,王冬雁,赵志海. 工业建筑. 2014(05)
[10]Nuclear power plant life extension:How aging affects performance of containments & other structures[J]. Robert A Dameron,Sun Junling. Engineering Sciences. 2013(03)
博士论文
[1]强震及失水事故下核电安全壳结构极限承载力研究[D]. 张朝弼.大连理工大学 2017
[2]核电厂安全壳及某抗震Ⅰ类设备的抗震裕度评估方法研究[D]. 高永武.中国地震局工程力学研究所 2016
[3]强震及爆炸荷载作用下核岛厂房动力响应及减震抗爆措施研究[D]. 赵春风.大连理工大学 2014
硕士论文
[1]基于FSI效应核电AP1000屏蔽厂房结构的抗震性能研究[D]. 张程.苏州科技大学 2018
[2]核安全壳预应力施工力学性能及失水事故后破坏机理研究[D]. 方韬.哈尔滨工业大学 2017
[3]核电厂安全壳结构地震反应实用分析方法研究[D]. 吴正泓.中国地震局工程力学研究所 2014
[4]CPR1000核电站安全壳破坏机理研究[D]. 王庆康.大连理工大学 2014
[5]核电站安全壳隔震可靠度分析[D]. 郑志.哈尔滨工业大学 2012
[6]核电站安全壳振动台试验与数值分析[D]. 袁智博.哈尔滨工程大学 2012
本文编号：3596959
【文章来源】：哈尔滨工业大学黑龙江省 211工程院校 985工程院校
【文章页数】：98 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
安全壳结构
哈尔滨工业大学工程硕士学位论文-10-力混凝土内侧，确保安全壳的密封作用。钢衬里内径23.4m，从底部到穹顶总高度为65.509m。安全壳具有非常复杂的预应力筋体系，这个体系包含三类预应力钢筋，即：环向预应力筋、竖向预应力筋以及Gamma预应力筋。环向预应力筋共计119束，分为内外两层钢筋，内层预应力筋半径为24.14m，外层预应力筋半径为24.46m，从扶壁柱出发围成一圈后再锚固于同一扶壁柱处。环向预应力筋最下层在环形基础内，最下层钢筋与最上层钢筋间距为50.81m，其下部18.85m范围内以0.65m为间距，向上21.08m范围内以0.62m为间距，最顶端10.88m范围内以0.68m为间距。竖向预应力筋共计47束，分布在半径23.92m的圆周上。Gamma预应力筋呈现“”形，从安全壳基础底板出发经由穹顶抵达对位的环梁处锚固成型，一共有104束，分布在半径23.92m的圆周上。三类预应力筋所构成预应力筋体系如图2-2所示。a)预应力筋体系b)竖向预应力筋c)环向预应力筋d)Gamma预应力筋图2-2安全壳预应力筋体系
哈尔滨工业大学工程硕士学位论文-11-2.2.2安全壳结构有限元分析模型本文采用ABAQUS软件建立的有限元分析模型如图2-3所示。安全壳结构较为复杂，包含穹顶、筒体等多部分，同时还有洞口、环梁等细部需要考虑在内。对于这种复杂结构，难以一次性建模成功，为了确保模型合理且便于运算，将安全壳包括穹顶、筒体、扶壁柱等部分在内的各个部件分别建模，然后搭建组合成为整体并使用Tie连接使其接合，从而在模型计算时变形协调。图2-3安全壳有限元模型本模型中，使用实体单元C3D8R模拟混凝土，C3D8R单元为含有八个结点的线性减缩积分单元，这种常用的六面体单元优点在于所得结果较为精确，同时不易发生计算上的自锁现象。对于预应力筋，选择使用桁架单元T3D2。对于钢衬里而言，考虑其厚度较薄，面积较大，所以使用对薄壳结构适应性良好的壳单元对其进行模拟，同时由于钢衬里形状较为不规整，考虑以S4R壳单元为主，S3壳单元合理补充，尽量使钢衬里网格划分合理且便于计算。混凝土、钢衬里以及预应力钢筋所用材料均按照我国现有规范取标准值，即《混凝土结构设计规范》（GB50010-2010）[55]和《钢结构设计标准》（GB50017-2017）[56]。混凝土密度取2500kg/m3，其中C75混凝土弹性模量为3.75×104MPa，轴心抗压强度标准值为47.4MPa，轴心抗拉强度标准值为3.05MPa；C50混凝土弹性模量为3.45×104MPa，轴心抗压强度标准值为32.4MPa，轴心抗拉强度标准值为2.64MPa。钢衬里使用Q235钢板，泊松比为0.2，弹性模量取2×105MPa，屈服强度取235MPa；预应力筋使用钢绞线制成，极限强度标准值取1860MPa，密度为7850kg/m3，弹性模量取1.95×105MPa。
【参考文献】：
期刊论文
[1]表面密封下的混凝土长期收缩行为试验及分析[J]. 黄海东,刘建,何映樑,王伟. 混凝土. 2020(04)
[2]中国大陆核电发展历程及前景[J]. 周全之. 大众用电. 2019(07)
[3]中国核电建设进入全新时代[J]. 赵成昆. 中国电力企业管理. 2019(04)
[4]世界核电发展现状及前景展望[J]. 周全之. 大众用电. 2018(06)
[5]世界核电发展现状[J]. 宋翔宇. 中国核电. 2017(03)
[6]混凝土安全壳预应力施工模拟与变形监测[J]. 李振宝,林树潮,马华,王冬雁,刘柏粦. 北京工业大学学报. 2016(07)
[7]核电站安全壳混凝土结构长期预应力预测模型初步研究[J]. 廖开星,李毅,孔祥龙,汤志杰,遆文新. 混凝土. 2015(05)
[8]刚性基础上CPR1000安全壳地震反应分析[J]. 王庆康,易平. 低温建筑技术. 2014(10)
[9]某核电站安全壳预应力施工模拟分析[J]. 李振宝,林树潮,王冬雁,赵志海. 工业建筑. 2014(05)
[10]Nuclear power plant life extension:How aging affects performance of containments & other structures[J]. Robert A Dameron,Sun Junling. Engineering Sciences. 2013(03)
博士论文
[1]强震及失水事故下核电安全壳结构极限承载力研究[D]. 张朝弼.大连理工大学 2017
[2]核电厂安全壳及某抗震Ⅰ类设备的抗震裕度评估方法研究[D]. 高永武.中国地震局工程力学研究所 2016
[3]强震及爆炸荷载作用下核岛厂房动力响应及减震抗爆措施研究[D]. 赵春风.大连理工大学 2014
硕士论文
[1]基于FSI效应核电AP1000屏蔽厂房结构的抗震性能研究[D]. 张程.苏州科技大学 2018
[2]核安全壳预应力施工力学性能及失水事故后破坏机理研究[D]. 方韬.哈尔滨工业大学 2017
[3]核电厂安全壳结构地震反应实用分析方法研究[D]. 吴正泓.中国地震局工程力学研究所 2014
[4]CPR1000核电站安全壳破坏机理研究[D]. 王庆康.大连理工大学 2014
[5]核电站安全壳隔震可靠度分析[D]. 郑志.哈尔滨工业大学 2012
[6]核电站安全壳振动台试验与数值分析[D]. 袁智博.哈尔滨工程大学 2012
本文编号：3596959
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