第三代先進核電廠反應(yīng)堆廠房內(nèi)的樓板模塊（即CA樓板模塊）采用型鋼、鋼板與混凝土的組合結(jié)構(gòu)形式,由于不同于一般的支模澆筑的混凝土結(jié)構(gòu),施工過程中并不影響下方已安裝的設(shè)備物項,這種形式的樓面結(jié)構(gòu)有利于縮短土建與安裝周期。本文詳細研究了依托項目核電站反應(yīng)堆廠房樓板模塊的結(jié)構(gòu)特點,以及其在施工、正常運行、事故工況下結(jié)構(gòu)分析與設(shè)計方法,根據(jù)不同工況下的邊界條件假定,提出了五種參數(shù)化分析模型的改進分析方法,結(jié)合包絡(luò)分析、迭代設(shè)計的理念,形成了一套完善的CA樓板模塊分析設(shè)計方法。 

【文章來源】：核科學(xué)與工程. 2020,40(01)北大核心CSCD

【文章頁數(shù)】：6 頁

【部分圖文】：

堆內(nèi)樓板模塊典型截面

(1）混凝土凝固前：鋼結(jié)構(gòu)作為施工模板，承受自重及澆注的混凝土重量，即為施工工況；(2）混凝土凝固后：鋼結(jié)構(gòu)與混凝土一起形成組合結(jié)構(gòu)，承載自重及樓面其他荷載，即為正常運行和事故狀態(tài)工況。

根據(jù)CA樓板模塊的結(jié)構(gòu)形式和受力特點，對于表1中定義的模型Model-05，由于要考慮水淹溫度工況，樓板邊界不能簡單地定義成鉸接或固接，而是需要提取內(nèi)部結(jié)構(gòu)CIS模型中該樓板在水淹溫度工況下的六個自由度方向的邊界位移（UX,UY,UZ,ROTX,ROTY,ROTZ），然后引入精細模型作為水淹溫度下的位移荷載來考慮。由圖2可見，CIS模型單元與精細模型存在明顯的網(wǎng)格差異，需要將提取的位移響應(yīng)插值后方能引入精細模型。本文使用由Matlab編制的邊界位移插值程序，可得到精細模型的邊界條件，如圖3～圖6所示。圖4 CIS模型水淹溫度工況下節(jié)點的位移

【參考文獻】：
期刊論文
[1]AP1000核電機組模塊化建造技術(shù)的研究[J]. 鄭寶忠,顏巖,孫漢虹.  核科學(xué)與工程. 2015(02)
[2]鋼板混凝土模塊墻溫度場和應(yīng)力場研究[J]. 葉志燕,劉建衛(wèi),葛鴻輝.  核技術(shù). 2013(04)



本文編號：3219351