【摘 要】
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核反应堆安全壳是核电厂中防止放射性物质外泄的最后一道屏障,在发生LOCA等设计基准事故时,若安全壳承受的内压不超过设计压力,安全壳混凝土不应出现裂缝。以实际CPR1000安全
【机 构】
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大连理工大学建设工程学部,大连理工大学海岸与近海工程国家重点实验室
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核反应堆安全壳是核电厂中防止放射性物质外泄的最后一道屏障,在发生LOCA等设计基准事故时,若安全壳承受的内压不超过设计压力,安全壳混凝土不应出现裂缝。以实际CPR1000安全壳为研究对象,按照预应力筋实际情况建立三维非线性有限元数值模型,着重探讨了安全壳中预应力筋与混凝土之间相互作用的模拟方法,分析了安全壳施加内压前后预应力筋内力变化情况,验证了本文所提方法的准确性。给出了安全壳在内压作用下的破坏模式和薄弱部位,为安全壳的分析和设计提供依据。
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