1、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。國內(nèi)外研究機(jī)構(gòu)對安全殼在內(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，對安全殼進(jìn)行考慮溫度作用的極限承載力研究，將對自主設(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。
本文針對某核電站，
2、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)展過程；計(jì)算中對非線性的不收斂問題進(jìn)行了適當(dāng)?shù)靥幚恚?jì)算出相對準(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
3、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)，安全殼筒壁混凝土全截面開裂并完全退出工作，環(huán)向拉力全部轉(zhuǎn)由普通鋼筋、鋼襯里和預(yù)應(yīng)力鋼束承擔(dān)，此時(shí)這三種材料仍處于彈性階段應(yīng)力均未達(dá)到屈服強(qiáng)度，仍具有一定的承載能力；當(dāng)內(nèi)壓增大到2.9倍設(shè)計(jì)值時(shí)，設(shè)備閘門附近區(qū)域的鋼襯里應(yīng)力達(dá)到材料的屈服強(qiáng)度，應(yīng)變超出0.15％，此時(shí)認(rèn)為鋼襯里可能發(fā)生局部撕裂，安全殼
