高温高压下核电厂安全壳极限承载能力影响因素分析

发布时间：2020-09-23 10:23

　　 随着现代社会经济的高速发展,能源问题日益受到关注。常规能源煤炭、石油的大量使用造成过多的温室气体,因此发展新型环保能源极为重要。核电作为一种清洁高效的能源,得到了广泛应用。混凝土安全壳是核电安全防护的一道重要防线,研究其极限状态下的承载能力具有重要的现实意义。本文基于弹塑性力学,对常温下安全壳进行了受压分析,研究了安全壳在高温状态下的温度场分布,并基于ABAQUS对高温下安全壳承载能力进行了分析的具体内容如下:首先,基于ABAQUS中混凝土损伤塑性模型,结合《混凝土结构设计规范》,给出了 C50混凝土的损伤塑性模型,给出了计算所需材料的模型和相应参数。在ABAQUS中建立了便于计算的1/4混凝土安全壳、钢衬里和预应力钢筋网模型。其次,计算模型在常温下的内压承载力,对其施加重力、预应力和内压荷载,对极限状态安全壳的位移、Mises应力等进行分析。然后,结合弹塑性力学及传热学,将安全壳分为筒壁部分及圆球壳部分,给出混凝土安全壳各个部分在第三类边界条件下的温度场分布及温度应力分布。利用MATLAB建立相应的计算模型,计算各部分温度场及温度应力在理论条件下的分布。最后,利用ABAQUS建立的1/4模型,计算混凝土安全壳在第三类边界条件下的温度场分布。假定外部为自然对流,安全壳内部为强制对流,外部为夏季自然温度27.3℃,内部为失事条件下的高温,温度假定150℃。将计算所得的温度场分布作为荷载施加到安全壳,在此基础上施加内压,模拟失事条件下安全壳的受力状态。得到了安全壳在高温高压极限条件下混凝土的应力应变曲线,预应力钢筋的Mises应力分布。本文基于某安全壳模型,对常温及高温下安全壳承载能力进行分析,研究了高温对安全壳承载力的影响。研究内容对极限状态下安全壳承压分析及结构设计有一定参考意义。
【学位单位】：哈尔滨工程大学
【学位级别】：硕士
【学位年份】：2014
【中图分类】：TL364.3
【部分图文】：

图１．３预应力混凝土安全壳发展逡逑１．２．２核电厂发展史逡逑自上个世纪五十年代，前苏联建成了世界上第一座实验性核反应堆，全球核逡逑电历经了邋６０多年的发展。目前的核电站发展主要为第三代核电站改进阶段［１５］？［１８］。逡逑（１）第一代核电站逡逑上世纪五十年代至六十年代前期，为核电发展的第一阶段。除前苏联率先开逡逑发的第一座５ＭＷ试验堆型，英、美、法分别研制出了自己的试验堆型。第一代逡逑５逡逑

第１章绪论逡逑后经历了三个发展阶段，其结构形式的变化如图１．３所示，目前国内建成的核电逡逑厂采用的均为第二代。逡逑环吊逡逑言压箱＾麟系统煃逦钢筋消凝土安全壳逡逑＾＊：；；；逡逑：Ｗ．Ｉ！＿奮！ｆ逦＾—．．．．．逦逡逑＾ｚ．．邋■邋ｊ邋＊逦ｊ逡逑压力容ａ逦主》邋安全＊地坊逡逑（ａ）带承压钢内壳的双层壳逦（ｂ）带钢衬里的单层壳逡逑图１．２两种应用广泛的安全壳形式逡逑ｙ逦ＬＪ逦ＬＪ逡逑S

本文编号：2825213