CPR1000核电站安全壳破坏机理研究

发布时间：2020-05-25 13:15

【摘要】：核电作为一种安全高效的能源,是中国当前及以后主要发展的能源形式之一,保障核电工程结构安全是保障核电安全的关键。安全壳是核电站中标志性建筑,是防止放射性物质泄漏的最后一道屏障,其安全重要性不言而喻。本文以国产先进核电厂CPR1000的安全壳为研究对象,采用ANSYS软件建立了安全壳有限元模型,着重分析了安全壳在内压作用和地震作用下的破坏机理,为核电站安全壳的设计和建造提供依据。主要研究内容和结论如下： (1)准确合理模拟预应力筋与混凝土之间的相互作用是建立安全壳有限元模型的关键。本文着重探讨了安全壳中预应力筋与混凝土之间相互作用的模拟方法,即采用杆单元模拟预应力筋和共用节点法来实现钢筋与混凝土的相互作用。钢筋内力的计算结果表明,本文提出的方法能准确合理地模拟预应力筋与混凝土之间的相互作用,为安全壳的非线性损伤分析奠定了基础。 (2)在内压作用下,扶壁柱、设备孔周围、环梁附近和筒体底部的位置是应力较大的区域,尤其是设备孔周围和基底部位应予以重视。在0.4MPa设计事故内压作用下,安全壳没有开裂,满足核电厂安全壳的设计使用要求。随着内压的增大,安全壳首先在设备孔上下侧开裂,并逐步扩展,然后设备孔左右两侧也出现了裂缝,在0.8MPa时,孔口附近的混凝土开裂严重,但钢衬里的最大应力仍然小于材料的屈服极限,安全壳还可以起到它防辐射的功能。 (3)无论是刚性基础模型还是粘弹性边界的弹性地基模型的地震响应分析,结果均表明CPR1000的安全壳在峰值加速度为0.3g(水平)+0.2g(竖向)(RG1.60谱人工波)的地震作用下没有出现损伤开裂现象。但峰值加速度达到0.4g(水平)+0.27g(竖向)时安全壳出现了损伤开裂现象,损伤部位发生在基座附近。 (4)经历过强震0.5g(水平)+0.33g(竖向)的CPR1000安全壳,尽管在基座附近出现了少许的损伤,但还可以承担0.4MPa的设计内压而不发生损伤扩展现象,表明该安全壳具有相当的抗震能力及震后承压能力。
【图文】：

钢束,穹顶,筒体,安全壳

2.1 CPR1000安全壳组成CPR1000安全壳结构由底板、筒体和穹顶组成，如图2.1所示。安全壳内径37m,筒体部分高50.11m，，底板底面至穹顶的总高66.68m，筒体的正常壁厚0.9m,穹顶的正常厚度0.8m,在标高22.9m方位角0°位置设有直径为7.4m的设备孔。筒体外侧设置了四个互成90°的扶壁柱。筒体部分设有两层环向及一层竖向预应力钢束，竖向预应力钢束的上端错固在环梁的顶面，下端则错固在安全壳底板上。穹顶部分则布置了三层预应力钢束，钢束错固在环梁上。预应力钢束采用1860级预应力钢绞线，采用后张法施加预应力。竖向预应力钢束横截面积为5400 mm2,数量为144根；环向预应力钢束横截面积为2850mm2，数量为223根；穹顶预应力钢束与筒体的环向预应力钢束相同

内力分布,预应力筋,内力分布,单元

之差)如表2.3所示，最大相对偏差基本都在6%以内。最大相对偏差11.4%发生在竖向预应力筋单元上，主要发生在设备孔周围(如图2.5 (a)所示)，这是由于这里的预应力筋弯曲比较厉害造成的。随着内压的施加，预应力筋单元的内力逐步增加，表明预应力筋对安全壳承受内压起到了很大的作用。计算结果表明本文采用的预应力筋与混凝土相互作用的模拟方法是可行且合理的。-15 -
【学位授予单位】：大连理工大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2014
【分类号】：TM623.8;TU312.3

【参考文献】