核電廠安全殼施工和運行階段分析范文

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《力學季刊雜志》2016年第一期

摘要：

核反應堆安全殼是確保核電廠安全的關鍵設施，同時也是防止放射性物質擴散的最后一道屏障．基于法國電力集團(EDF)進行的縮尺比例為1/3的無鋼襯里安全殼Benchmark試驗模型，應用大型通用有限元軟件ABAQUS建立了其有限元模型．有限元模型中混凝土、普通鋼筋和預應力筋采用分離式建模；通過在預應力筋單元上加預拉應力的方法考慮了預拉應力的作用．分析了該有限元模型在預應力張拉過程以及0.52MPa的絕對內壓下的受力性能，重點研究了模型穹頂和圓柱形筒壁的內外表面在這兩種工況下的拉應力分布．分析表明，該安全殼模型在兩種工況下基本處于受壓狀態，拉應力集中的區域是預應力筋分布稀疏或預應力值較小的區域，預應力筋良好的起到了防止混凝土受拉的作用，能夠滿足設計要求；危險部位是穹頂與環梁連接處、洞口周邊、筒壁底部、筒壁和基礎底板相接處．安全殼結構的主要用途是包容發生設計基準失水事故產生的輻射物質，同時防御外部災害的襲擊等，具有承受內壓并不出現混凝土裂縫的能力．對安全殼再內壓荷載下的研究得到了國內外的廣泛重視．2001年張新斌等[1]針對第三代預應力混凝土安全殼進行了內壓作用下的1:10模型試驗，實驗表明安全殼在內壓荷載下具有足夠的安全儲備．2002年陳勤等[2]采用空間曲面膜單元模擬預應力筋．同年夏祖諷等[3]采用桿單元模擬預應力筋對先進核電廠安全殼進行了有限元分析；Yonezawa等[4]也采用桿單元進行了類似的分析．2007年張會東等[5]采用正交異性膜單元模擬預應力筋，考慮了預應力隨時間的變化，確定了安全殼的內壓承載力．同年錢浩等[6]對安全殼再循環地坑濾網進行了應力分析．2009年錢浩等[7]分析了某安全殼的人員閘門，指出了原設計的不足并提出了改進方案．2012年孫鋒等[8]應用ANSYS軟件中的膜單元模擬預應力筋，分析了安全殼在內壓作用的位移、應變情況．本文研究了法國某型雙殼壓水堆的安全殼結構，采用通用大型有限元軟件ABAQUS建立了EDF進行的1/3縮尺比例benchmark試驗模型，進行了預應力張拉和0.52MPa的內壓荷載下的應力分析，研究了實驗模型在這兩種工況下的受力性能，以研究其易開裂部位，從而指導設計．

1安全殼Benchmark試驗概述

EDF提出的Benchmark試驗模型分為內殼和外殼，外殼主要作用是維護和保證安全殼在飛機撞擊下的安全，與分析考慮的工況無關，故未考慮外殼．內殼穹頂采用球面形，通過環梁與圓柱形筒壁相連接．筒壁和穹頂均為預應力鋼筋混凝土結構．

2安全殼Benchmark模型

本文使用ABAQUS建模，采用混凝土、預應力筋、普通鋼筋分離式建模．邊界條件為，在模型底部施加固定端，如圖2所示．模型加載方式如下：工況1，安全殼內外表面均施加0.1MPa的均布壓力，在預應力鋼筋上施加扣除了第一批預應力損失的預拉應力，模擬預應力張拉過程．工況2，在工況1的基礎上，內表面施加的均布壓應力增加到0.52MPa，外表面維持0.1MPa的均布壓力，模擬打壓試驗．

2.1混凝土模型參考文獻[9]采用三維八節點減縮單元(C3D8R)模擬混凝土，材料模型采用ABAQUS中的塑性損傷模型，應力應變關系采用我國《混凝土結構設計規范》[10]中建議的單軸應力應變曲線，如圖4~5所示．為準確模擬試驗，根據實測的不同標高處混凝土材料參數建立混凝土模型，有限元模型見圖2．其中，穹頂最高處標高19.80m，環梁頂標高16.65m，筒壁底標高-1.00m，筒壁墻厚0.40m，內殼直徑15.40m，穹頂厚0.30m，底板厚2.00m，基礎底板厚2.50m，內外殼間距1.80m，幾何形狀見圖1．混凝土單元51560個，六面體單元邊長約0.4m。

2.2普通鋼筋模型參考文獻[9]采用三維兩節點桁架單元(T3D2)模擬普通鋼筋，材料模型采用兩折線理想彈塑性模型，屈服強度為500MPa，彈性模量為200GPa．有限元模型如圖3所示．應用ABAQUS中的embedded（嵌入）命令使之與混凝土共同工作．普通鋼筋單元220717個，桿單元長度約0.3m至0.8m．

2.3預應力筋模型預應力筋有四種幾何形狀，穹頂曲線預應力筋（D組）、穹頂和墻體gamma形預應力筋（G組）、墻體水平環狀預應力筋（H組）、墻體豎直預應力筋（V組），幾何形狀如圖4所示．預應力筋張拉方向和錨固位置如下：D組兩端張拉，G組穹頂曲線段一端張拉，H組在兩個扶壁柱處兩端張拉，V組環梁處張拉．預應力筋單元15,770個，桿單元長度約0.68m；預應力筋材料參數見表1預應力筋材料模型采用兩折線理想彈塑性模型，參考文獻[11]，采用三維兩節點桁架單元(T3D2)，應用ABAQUS中embedded（嵌入）命令使之與混凝土共同工作．應用ABAQUS中的*predefinedfield關鍵字為預應力單元施加預應力．參考文獻[12]，考慮預應力損失，按我國《混凝土結構設計規范》中規定的計算公式計算預應力損失；預應力筋的預應力損失值和實際預應力值延長度變化如圖7所示．

3計算結果分析

分別進行了預應力張拉（工況1）和0.52MPa內壓打壓試驗（工況2）的有限元分析．

3.1穹頂計算結果穹頂內外表面兩種工況下的最大主應力即最大拉應力云圖如圖8所示．穹頂預應力筋分布如圖9(a)所示．從圖8可以發現，穹頂部位在兩種工況下的拉應力范圍均較小．圖8(a)(c)說明內表面幾乎全部處于受壓狀態；由圖8(b)可以看出穹頂外表面工況1受拉面積約30%，最大的拉應力為2.099MPa，由圖8(d)可以看出穹頂外表面工況2受拉面積5%左右，拉應力小于工況1，未達到混凝土抗拉強度．對比圖9(a)可以發現，混凝土拉應力較大的位置恰是兩個方向預應力筋交匯的角部，此處預應力筋給混凝土的兩個方向的預拉應力不能互相抵消．從以上分析可知，對穹頂而言危險工況是預應力張拉過程，原因為穹頂中為配置普通鋼筋，預拉應力可能使外表面拉裂．

3.2筒壁計算結果筒壁拉應力分布如圖10、圖11所示．筒壁預應力筋拉應力分布如圖9(b)(c)所示如圖10、11所示，筒壁內表面拉應力區面積在5%左右，外表面拉應力區稍大，在10%左右．工況1最大拉應力為1.718MPa，工況2最大拉應力為2.76MPa，出現在內表面扶壁柱附近和外表面設備洞口兩側，未達到混凝土抗拉強度．工況1內表面筒壁上1/3部分存在條狀拉應力帶，說明預應力張拉過程中筒壁該部位可能出現裂縫．其他拉應力集中部位是洞口周邊和外表面筒壁上側與環梁想接區域和下側與底板想接區域．工況2筒壁上部1/3處的條狀拉應力帶消失；筒壁的拉應力區比工況1的拉應力區有明顯增大，增大的區域為內表面洞口上下、外表面洞口兩側和扶壁柱周邊以及筒壁上側與環梁相接的區域和下側與底板相接的區域．從以上分析可知，對筒壁而言，危險工況為內壓工況．3.3筏板計算結果筏板典型剖面拉應力分布見圖12．如圖12(a)所示，筒壁底部出現斜條狀拉應力區，與水平夾角接近45°，最大拉應力2.428MPa，易產生45°斜裂縫．對比圖12(a)(b)可知，基礎底板中的拉應力分布較廣，且筒壁和基礎底板相接的部位拉應力較大，最大拉應力分別為1.986MPa，是兩種工況下的危險部位．

4結論

結合EDF的benchmark項目，應用通用有限元軟件ABAQUS，建立某雙殼壓水堆核電站安全殼內殼的精細有限元模型，進行了安全殼在預應力張拉和0.52MPa內壓荷載工況下的應力分析，得到如下結論：(1)預應力張拉過程中，安全殼的易開裂位置是穹頂四周和環梁相接的部位以及洞口周邊．(2)內壓荷載下，安全殼易開裂位置是洞口四周、扶壁柱四周和筒壁和基礎底板相接的部位．其中扶壁柱兩側拉應力凸出，但設計中未見加強，建議設計時也應在扶壁柱兩側配置加強鋼筋．(3)其他拉應力主要出現在預應力筋分布較少的區域，在這些區域配置加強鋼筋是極其必要的．(4)安全殼基本處于受壓狀態，說明預應力筋未消壓，安全殼的設計是合理的，安全殼在計算工況下可以認為是安全的．

作者：王恒 郭全全 單位：北京航空航天大學 交通科學與工程學院