安全殼是核電站保障環(huán)境安全的最后一道屏障,在具有三代特征的壓水堆核電站設(shè)計(jì)中安全殼需在嚴(yán)重事故后仍能保證其完整性,具備阻止核裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放的能力。國(guó)內(nèi)外研究機(jī)構(gòu)對(duì)安全殼在內(nèi)壓作用下的極限承載能力進(jìn)行了大量的實(shí)驗(yàn)和研究,但對(duì)于在嚴(yán)重事故工況時(shí)溫度和壓力共同作用下安全殼的極限承載力的研究還比較有限。因此,對(duì)安全殼進(jìn)行考慮溫度作用的極限承載力研究,將對(duì)自主設(shè)計(jì)“具有三代特征的核電站”有著重要的實(shí)用價(jià)值和意義。本文針對(duì)某核電站,基于大型商用有限元軟件Abaqus建立了與設(shè)計(jì)尺寸一致的三維有限元模型,模型包括混凝土,鋼襯里,預(yù)應(yīng)力鋼筋和普通鋼筋。運(yùn)用理論推導(dǎo)、數(shù)值方法與計(jì)算機(jī)編程相結(jié)合的方式,正確模擬施加了預(yù)應(yīng)力效應(yīng);計(jì)算分析中模擬了在嚴(yán)重事故工況下溫度對(duì)結(jié)構(gòu)的作用、安全殼混凝土受拉破壞、鋼襯里發(fā)生屈服的非線性發(fā)展過(guò)程;計(jì)算中對(duì)非線性的不收斂問題進(jìn)行了適當(dāng)?shù)靥幚?計(jì)算出相對(duì)準(zhǔn)確的極限承載力結(jié)果。嚴(yán)重事故發(fā)生后當(dāng)壓力達(dá)到1.43倍設(shè)計(jì)值前,安全殼保持完好整體基本處于彈性階段,之后安全殼筒壁混凝土開始退出工作,其承擔(dān)的環(huán)向拉力轉(zhuǎn)移給普通鋼筋、鋼襯里和預(yù)應(yīng)力鋼束;當(dāng)內(nèi)壓達(dá)到2.38倍設(shè)計(jì)值時(shí),安全... 

【文章來(lái)源】：哈爾濱工程大學(xué)黑龍江省 211工程院校

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【學(xué)位級(jí)別】：碩士

【部分圖文】：

安全殼模型結(jié)構(gòu)尺寸

哈爾濱工程大學(xué)碩士學(xué)位論文維實(shí)體單元 C3D8、C3D6、C3D4 三種計(jì)算單元進(jìn)行模度分別為 0.4m、0.5m、0.4m，沿豎向和環(huán)向單元尺寸為兩層，為 0.5m 和 0.55m，其他兩個(gè)的方向尺寸為 0.8m理。劃分后共有單元 54780 個(gè)，其中 C3D6、C3D4 是分元。表 2.1 混凝土單元表混凝土單元類型 數(shù)量C3D8 54582C3D6 190C3D4 8模型如圖 2.2、圖 2.3 所示。

圖 2.3：設(shè)備閘門區(qū)域有限元模型通鋼筋的模擬普通鋼筋采用在 surface（面）單元中定義 rebar 層的元采用 embedded elements（植入單元）的方法建立起條件，使兩者共同作用。此法有以下幾個(gè)優(yōu)點(diǎn)：1、方便地對(duì)鋼筋的受力狀況進(jìn)行結(jié)果處理。筋按照施工配筋圖進(jìn)行模擬，包括標(biāo)準(zhǔn)區(qū)域的普通鋼。穹頂?shù)钠胀ㄤ摻钔ㄤ摻罘謨?nèi)、中、外三層，具體情況是： HRB400，rebar 層分為兩段：m 至 16.7m）：水平鋼筋直徑：32mm 間距 200mm；

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
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