隨著現(xiàn)代社會經(jīng)濟的高速發(fā)展,能源問題日益受到關注。常規(guī)能源煤炭、石油的大量使用造成過多的溫室氣體,因此發(fā)展新型環(huán)保能源極為重要。核電作為一種清潔高效的能源,得到了廣泛應用�；炷涟踩珰な呛穗姲踩雷o的一道重要防線,研究其極限狀態(tài)下的承載能力具有重要的現(xiàn)實意義。本文基于彈塑性力學,對常溫下安全殼進行了受壓分析,研究了安全殼在高溫狀態(tài)下的溫度場分布,并基于ABAQUS對高溫下安全殼承載能力進行了分析的具體內容如下:首先,基于ABAQUS中混凝土損傷塑性模型,結合《混凝土結構設計規(guī)范》,給出了 C50混凝土的損傷塑性模型,給出了計算所需材料的模型和相應參數(shù)。在ABAQUS中建立了便于計算的1/4混凝土安全殼、鋼襯里和預應力鋼筋網(wǎng)模型。其次,計算模型在常溫下的內壓承載力,對其施加重力、預應力和內壓荷載,對極限狀態(tài)安全殼的位移、Mises應力等進行分析。然后,結合彈塑性力學及傳熱學,將安全殼分為筒壁部分及圓球殼部分,給出混凝土安全殼各個部分在第三類邊界條件下的溫度場分布及溫度應力分布。利用MATLAB建立相應的計算模型,計算各部分溫度場及溫度應力在理論條件下的分布。最后,利用ABAQUS建立的1/4模型,計算混凝土安全殼在第三類邊界條件下的溫度場分布。假定外部為自然對流,安全殼內部為強制對流,外部為夏季自然溫度27.3℃,內部為失事條件下的高溫,溫度假定150℃。將計算所得的溫度場分布作為荷載施加到安全殼,在此基礎上施加內壓,模擬失事條件下安全殼的受力狀態(tài)。得到了安全殼在高溫高壓極限條件下混凝土的應力應變曲線,預應力鋼筋的Mises應力分布。本文基于某安全殼模型,對常溫及高溫下安全殼承載能力進行分析,研究了高溫對安全殼承載力的影響。研究內容對極限狀態(tài)下安全殼承壓分析及結構設計有一定參考意義。
【學位單位】：哈爾濱工程大學
【學位級別】：碩士
【學位年份】：2014
【中圖分類】：TL364.3
【部分圖文】：

圖１．３預應力混凝土安全殼發(fā)展逡逑１．２．２核電廠發(fā)展史逡逑自上個世紀五十年代，前蘇聯(lián)建成了世界上第一座實驗性核反應堆，全球核逡逑電歷經(jīng)了邋６０多年的發(fā)展。目前的核電站發(fā)展主要為第三代核電站改進階段［１５］？［１８］。逡逑（１）第一代核電站逡逑上世紀五十年代至六十年代前期，為核電發(fā)展的第一階段。除前蘇聯(lián)率先開逡逑發(fā)的第一座５ＭＷ試驗堆型，英、美、法分別研制出了自己的試驗堆型。第一代逡逑５逡逑

第１章緒論逡逑后經(jīng)歷了三個發(fā)展階段，其結構形式的變化如圖１．３所示，目前國內建成的核電逡逑廠采用的均為第二代。逡逑環(huán)吊逡逑言壓箱＾麟系統(tǒng)煃邐鋼筋消凝土安全殼逡逑＾＊：；；；逡逑：Ｗ．Ｉ！＿奮�。孢姡蕖婂义希蓿濉鲥澹赍澹姡赍义蠅毫θ荩徇娭鳌峰灏踩胤诲义希ǎ幔⿴С袎轰搩葰さ碾p層殼邐（ｂ）帶鋼襯里的單層殼逡逑圖１．２兩種應用廣泛的安全殼形式逡逑ｙ邐ＬＪ邐ＬＪ逡逑S

本文編號：2825213