【技术实现步骤摘要】
一种安全壳预应力失效预测方法模型及其系统
[0001]本专利技术涉及核电厂
,尤其是涉及一种安全壳预应力失效预测方法模型及其系统
。
技术介绍
[0002]核电站安全壳是核反应堆的重要外围防护结构,承担着屏蔽失水事故产生的辐射物质
、
防止外物袭击等安全功能
。
当出现设计基准事故时,安全壳必须有效承受事故压力,并保持良好的密闭性
。
[0003]目前,国际上应用较为广泛的安全壳是带密封钢内衬的预应力混凝土结构
。
作为安全壳结构完整性的重要保证之一,其预应力体系在材料特性和荷载长期效应等因素的耦合影响下,不可避免地产生预应力损失
。
作为安全壳的预应力失效分析的核心内容,预应力系统的失效预测分析是申请核电站运行许可证延期时的一项重要工作
。
[0004]基于国内外相关的规范
、
标准和文件,预应力失效预测分析需要满足如下三个条件:在申请的许可证延续期内,分析仍然有效;分析可以覆盖到申请的许可证延续期末期;在申请的许可证延续运行期内能够充分地管理老化对预定功能的影响
。
[0005]国内预应力安全壳结构几乎均采用孔道灌浆的有粘结预应力体系,其优点是预应力套管中填充的水泥浆体可以保护预应力钢束免受腐蚀,但其缺陷是无法定期监测预应力钢束的实际力值水平
。
参考国内外核电站安全壳预应力失效分析方法,虽然可通过相关规范中的推荐公式对钢束预应力值做出预测,但是对于缺少设计 ...
【技术保护点】
【技术特征摘要】
1.
一种安全壳预应力失效预测方法模型,其特征在于,方法包括:步骤
1、
采集被测安全壳的结构数据及试验数据;步骤
2、
基于所述结构数据,构建安全壳的有限元仿真模型
;
基于所述有限元仿真模型,计算在压力试验峰值荷载下的结构响应计算值;将所述结构响应计算值与最近次在役检查压力试验的安全壳测量结果比对,修正所述有限元仿真模型;将有限元仿真模型关键截面不出现拉应力作为计算条件,确定预应力最小要求值;步骤
3、
根据所述试验数据或理论公式计算,得到预应力钢束的实际力值;步骤
4、
将实际力值与预应力最小要求值进行比较分析,结合当地其他安全壳的监测数据,经过数理统计分析,得到安全壳预应力失效预测曲线图
。2.
根据权利要求1所述的安全壳预应力失效预测方法模型,其特征在于,所述步骤2中的结构响应计算值包括位移值
、
应变值和应力值
。3.
根据权利要求1所述的安全壳预应力失效预测方法模型,其特征在于,所述有限元仿真模型包括假设条件;所述假设条件为基于预应力钢束的平衡条件将预应力荷载等效成相应的节点荷载作用于混凝土结构上
。4.
根据权利要求1所述的安全壳预应力失效预测方法模型,其特征在于,所述步骤3中无法从试验数据中取得预应力钢束的实际力值时,则基于理论公式,计算钢束力预测值作为所述实际力值,若存在混凝土徐变试验和预应力钢束松弛试验的相关数据,则根据美国核管会
NRC
管理导则
RG1.35.1
条款中推荐公式计算钢束力预测值
。5.
根据权利要求4所述的安全壳预应力失效预测方法模型,其特征在于,所述步骤3中若不存在混凝土徐变试验和预应力钢束松弛试验的相关数据,则计算由张拉端锚具变形及预应力钢束的内缩所引起的预应力损失
、
预应力钢束的摩擦所引起的预应力损失
、
预应力钢束的应力松弛所引起的预应力损失和混凝土的收缩及徐变所引起的预应力损失,得到钢束力预测值
。6.
根据权利要求5所述的安全壳预应力失效预测方法模型,其特征在于,和均基于混凝土结构设计规范中推荐公式,进行计算;在穹顶预应力钢束
、
环向预应力钢束及竖向预应力钢束处分别计算;在张拉端
、
锚口内侧与孔道壁连接处,取值为零;和均基于美国混凝土协会标准
ACI
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中推荐公式,进行计算;与预应力施加天数的对数成正比;基于混凝土的收缩及徐变,分别进行计算
。7.
根据权利要求6所述的安全壳预应力失效预测方法模型,其特征在于,在穹顶预应力钢束处的具体公式为:;其中,表示穹顶预应力钢束的曲率半径;表示每米孔道长度局部偏差的摩擦系数;表示孔道摩擦系数;表示反向摩擦影响长度;表示张拉控制应力;表示位移值;的具体公式为:;
其中,表示预应力钢筋的弹性模量;表示张拉端锚具变形及预应力钢束的内缩值;在环向预应力钢束及竖向预应力钢束处的具体公式为:;其中,当反向摩擦引起的不均匀回缩大于时,表示预应力钢束的反向摩擦长度;当反向摩擦引起的不均匀回缩小于等于时,表示预应力钢束的全长
。8.
根据...
【专利技术属性】
技术研发人员:王永焕,荣华,初起宝,房永刚,李吉娃,向华伟,吴祺,申彤,
申请(专利权)人:生态环境部核与辐射安全中心中冶检测认证有限公司,
类型:发明
国别省市:
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