核电厂安全壳考虑温度作用的极限承载力研究

【摘要】：安全壳是核电站保障环境安全的最后一道屏障,在具有三代特征的压水堆核电站设计中安全壳需在严重事故后仍能保证其完整性,具备阻止核裂变产物向环境释放的能力。国内外研究机构对安全壳在内压作用下的极限承载能力进行了大量的实验和研究,但对于在严重事故工况时温度和压力共同作用下安全壳的极限承载力的研究还比较有限。因此,对安全壳进行考虑温度作用的极限承载力研究,将对自主设计“具有三代特征的核电站”有着重要的实用价值和意义。本文针对某核电站,基于大型商用有限元软件Abaqus建立了与设计尺寸一致的三维有限元模型,模型包括混凝土,钢衬里,预应力钢筋和普通钢筋。运用理论推导、数值方法与计算机编程相结合的方式,正确模拟施加了预应力效应;计算分析中模拟了在严重事故工况下温度对结构的作用、安全壳混凝土受拉破坏、钢衬里发生屈服的非线性发展过程;计算中对非线性的不收敛问题进行了适当地处理,计算出相对准确的极限承载力结果。严重事故发生后当压力达到1.43倍设计值前,安全壳保持完好整体基本处于弹性阶段,之后安全壳筒壁混凝土开始退出工作,其承担的环向拉力转移给普通钢筋、钢衬里和预应力钢束;当内压达到2.38倍设计值时,安全壳筒壁混凝土全截面开裂并完全退出工作,环向拉力全部转由普通钢筋、钢衬里和预应力钢束承担,此时这三种材料仍处于弹性阶段应力均未达到屈服强度,仍具有一定的承载能力;当内压增大到2.9倍设计值时,设备闸门附近区域的钢衬里应力达到材料的屈服强度,应变超出0.15%,此时认为钢衬里可能发生局部撕裂,安全壳丧失完整性;综合分析,此内压时大部分混凝土已经退出工作,同时设备闸门区域钢衬里也出现屈服,因而认为2.9倍的设计压力(1.23 MPa)是此核电站内层安全壳结构考虑温度作用的极限承载力。本文最后对安全壳极限承载力计算结论的保守性进行了分析和说明。