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某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探被引量：5: 1; 作者孙锋潘蓉 +1 位作者柴国旱李亮《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1815-1820,共6页; 核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,... 展开更多; 关键词核电厂预应力混凝土安全壳 LOCA 温度场响应规律; 在线阅读下载PDF 职称材料

核电厂新型预应力混凝土安全壳及其非能动冷却系统设计与分析被引量：1: 2; 作者谭效时李晓伟 +1 位作者李笑天何树延《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期271-276,共6页; 本文以CAP1700核电厂为例,提出了一种新的核电厂预应力混凝土安全壳及其非能动冷却方案,介绍了新式非能动安全壳冷却系统热工水力计算方法,并给出事故工况下新非能动安全壳冷却系统的运行参数。结果表明,CAP1700非能动安全壳冷却系统的... 展开更多; 关键词非能动热工水力预应力混凝土安全壳; 在线阅读下载PDF 职称材料

内压作用下纤维混凝土预应力安全壳破坏机理研究: 3; 作者孙晔郑志 +1 位作者苏春阳潘晓兰《防灾减灾工程学报》 CSCD 北大核心 2023年第3期502-507,558,共7页; 核电厂安全壳作为防止核放射性物质泄漏的最后一道屏障,提升安全壳的承载力尤为重要。大量研究显示纤维混凝土在力学性能、耐久性等方面具有显著优势,为了探究纤维混凝土在安全壳结构上的适用性并准确描述内压作用下纤维混凝土预应力安... 展开更多; 关键词纤维混凝土预应力混凝土安全壳数值模拟内压作用加固区域破坏机理; 在线阅读下载PDF 职称材料

考虑预应力损失影响的安全壳安全性能研究被引量：2: 4; 作者苏春阳郑志 +3 位作者潘晓兰孙晔王勇田澳楠《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第3期600-608,共9页; 预应力损失对安全壳在内压作用下的安全性能影响不可忽略,本文通过考虑安全壳不同龄期下的预应力损失来研究安全壳在设计基准期内40年及设计基准期后60年不同内压水平作用下的安全性能。采用ABAQUS有限元软件建立了精细化安全壳三维有... 展开更多; 关键词预应力混凝土安全壳安全壳预应力损失安全壳功能失效安全壳结构失效安全壳破坏模式; 在线阅读下载PDF 职称材料

混凝土安全壳整体性能试验峰值压力持续时间探讨被引量：1: 5; 作者孙锋潘蓉 +2 位作者严天文付强吴晗《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1846-1852,共7页; 核电站建造阶段必须进行安全壳整体性能试验(CTT),验证在设计基准事故时安全壳结构的完整性。本文针对某核电厂3号机组预应力混凝土安全壳CTT进行非线性有限元分析。结果表明:筒体闸门洞口标高附近径向变形最大,预应力钢束承担了峰值压... 展开更多; 关键词预应力混凝土安全壳整体性能试验峰值压力设备闸门预应力钢束; 在线阅读下载PDF 职称材料

基于贝叶斯估计的核电厂安全壳内压概率安全评估: 6; 作者田澳楠郑志 +2 位作者潘晓兰苏春阳王勇《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期836-847,共12页; 核电厂安全壳的内压易损性评估多采用简化的对数正态分布模型,缺乏严格的理论分析。本文基于贝叶斯理论提出一种适用于核电厂安全壳的内压易损性评估方法。该方法首先建立了安全壳在内压作用下的确定需求模型,并通过添加修正项对需求模... 展开更多; 关键词预应力混凝土安全壳损伤状态贝叶斯估计易损性评估概率安全评估; 在线阅读下载PDF 职称材料

CNP1000核电厂安全壳1:10模型拟动力试验被引量：16: 7; 作者钱稼茹赵作周 +2 位作者段安夏祖讽王明弹《土木工程学报》 EI CSCD 北大核心 2007年第6期7-13,53,共8页; 由半球形穹顶、筒体和2根扶壁柱组成的预应力混凝土安全壳是我国最新开发的CNP1000先进核电厂的标志建筑物。为验证其在峰值加速度为0.2 g的设计地震水平SL-2工况下的安全,为该安全壳的技术系统集成提供模型结构动态试验依据,完成了该... 展开更多; 关键词预应力混凝土安全壳半球形穹顶 1:10模型拟动力试验设计地震水平SL-2; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探被引量：5: 1; 作者孙锋潘蓉柴国旱李亮; 机构环境保护部核与辐射安全中心; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第10期1815-1820,共6页; 基金国家科技重大专项资助项目(2011ZX06002-10-16); 文摘核电厂LOCA发生后,预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征,但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型,本文计算了LOCA下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布,并与理论值进行了比较,验证了计算模型的正确性。初步分析了高温、高压作用下安全壳结构变形的规律,总结了混凝土温度效应和预应力系统的作用,可为安全壳结构设计提供参考。; 关键词核电厂预应力混凝土安全壳 LOCA 温度场响应规律; Keywords nuclear power plant prestressed concrete containment loss of coolant accident temperature field response law; 分类号 TU35 [建筑科学—结构工程]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名核电厂新型预应力混凝土安全壳及其非能动冷却系统设计与分析被引量：1: 2; 作者谭效时李晓伟李笑天何树延; 机构清华大学核能与新能源技术研究院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第2期271-276,共6页; 文摘本文以CAP1700核电厂为例,提出了一种新的核电厂预应力混凝土安全壳及其非能动冷却方案,介绍了新式非能动安全壳冷却系统热工水力计算方法,并给出事故工况下新非能动安全壳冷却系统的运行参数。结果表明,CAP1700非能动安全壳冷却系统的设计是可行的,能满足事故工况下的冷却需求。贮水箱水量有很大的裕量,可通过计算进一步优化贮水量。; 关键词非能动热工水力预应力混凝土安全壳; Keywords passive thermal-hydraulic prestressed concrete containment; 分类号 TL334 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名内压作用下纤维混凝土预应力安全壳破坏机理研究: 3; 作者孙晔郑志苏春阳潘晓兰; 机构太原理工大学土木工程学院; 出处《防灾减灾工程学报》 CSCD 北大核心 2023年第3期502-507,558,共7页; 基金国家自然科学基金项目(51908397) 山西省青年科技研究基金项目(201901D211025) 中国博士后科学基金项目(2019M651075,2020M670695)资助。; 文摘核电厂安全壳作为防止核放射性物质泄漏的最后一道屏障,提升安全壳的承载力尤为重要。大量研究显示纤维混凝土在力学性能、耐久性等方面具有显著优势,为了探究纤维混凝土在安全壳结构上的适用性并准确描述内压作用下纤维混凝土预应力安全壳的破坏机理,利用ABAQUS有限元软件,建立钢纤维、钢聚丙烯纤维、钢聚乙烯醇纤维增强安全壳精细化模型,施加内压荷载进行有限元分析。结果表明:(1)纤维混凝土安全壳破坏机理及变形规律与普通混凝土安全壳类似,混凝土中不同纤维的掺入均能有效延缓混凝土裂缝出现的时间,抑制裂缝开展的速度,减少钢衬里塑性损伤,大幅提升安全壳的极限内压。(2)钢纤维具有最佳的增强效果,但恶劣的服役环境下混杂纤维值得优先考虑。(3)局部替换纤维混凝土尤其是洞口区域附近,更有利于保持安全壳结构经济性与安全性的平衡。; 关键词纤维混凝土预应力混凝土安全壳数值模拟内压作用加固区域破坏机理; Keywords fiber-reinforced concrete prestressed concrete containment vessels numerical simulation internal pressure reinforcement region failure mechanism; 分类号 TU378.8 [建筑科学—结构工程]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名考虑预应力损失影响的安全壳安全性能研究被引量：2: 4; 作者苏春阳郑志潘晓兰孙晔王勇田澳楠; 机构太原理工大学土木工程学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第3期600-608,共9页; 基金国家自然科学基金(51908397,52208191) 山西省应用基础研究计划面上青年基金(201901D211025) 中国博士后科学基金面上项目(2019M651075,2020M670695)。; 文摘预应力损失对安全壳在内压作用下的安全性能影响不可忽略,本文通过考虑安全壳不同龄期下的预应力损失来研究安全壳在设计基准期内40年及设计基准期后60年不同内压水平作用下的安全性能。采用ABAQUS有限元软件建立了精细化安全壳三维有限元分析模型,通过非线性有限元方法分析了钢衬里屈服、预应力筋屈服、混凝土裂缝演化等性能指标。研究结果表明,考虑预应力损失后,安全壳混凝土开裂与钢衬里失效时,所能承受的内压荷载减小;安全壳在极限内压作用下的变形表现为穹顶向外膨胀以及洞口向内收缩;安全壳穹顶部分在极限内压下破坏严重;考虑预应力损失后,安全壳变形明显增大。但安全壳在设计内压(0.4 MPa)作用下仍有足够的安全裕度。; 关键词预应力混凝土安全壳安全壳预应力损失安全壳功能失效安全壳结构失效安全壳破坏模式; Keywords prestressed concrete containment prestress loss of containment functional failure of containment structural failure of containment failure mode of containment; 分类号 TL364 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名混凝土安全壳整体性能试验峰值压力持续时间探讨被引量：1: 5; 作者孙锋潘蓉严天文付强吴晗; 机构环境保护部核与辐射安全中心环境保护部核电安全监管司; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1846-1852,共7页; 基金国家科技重大专项资助项目(2011ZX06002-10-16) 环境保护部行业科研专项资助项目(201309056); 文摘核电站建造阶段必须进行安全壳整体性能试验(CTT),验证在设计基准事故时安全壳结构的完整性。本文针对某核电厂3号机组预应力混凝土安全壳CTT进行非线性有限元分析。结果表明:筒体闸门洞口标高附近径向变形最大,预应力钢束承担了峰值压力0.483MPa作用下大部分设计内压,安全壳整体结构处于受压状态,与实际试验状态基本吻合。同时,对国内外法规标准关于安全壳峰值压力持续时间的规定进行总结,提出相关结论及建议,可为安全壳CTT方案设计提供参考。; 关键词预应力混凝土安全壳整体性能试验峰值压力设备闸门预应力钢束; Keywords pre-stressed concrete containment containment structure integrity test maximal pressure plateau equipment hatch pre-stressing tendon; 分类号 TU35 [建筑科学—结构工程]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名基于贝叶斯估计的核电厂安全壳内压概率安全评估: 6; 作者田澳楠郑志潘晓兰苏春阳王勇; 机构太原理工大学土木工程学院; 出处《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期836-847,共12页; 基金国家自然科学基金(51908397,52208191) 山西省应用基础研究计划面上青年基金(201901D211025) 山西省回国留学人员科研资助项目(2023-085)。; 文摘核电厂安全壳的内压易损性评估多采用简化的对数正态分布模型,缺乏严格的理论分析。本文基于贝叶斯理论提出一种适用于核电厂安全壳的内压易损性评估方法。该方法首先建立了安全壳在内压作用下的确定需求模型,并通过添加修正项对需求模型进行修正,然后利用贝叶斯估计逐步对修正项进行筛选,从而获得准确的概率需求模型,最终通过建立安全壳极限状态方程给出易损性评估结果。在此基础上,引入内压概率模型实现了安全壳概率安全评估,并与采用传统易损性评估的概率安全评估结果进行了对比。结果表明,安全壳的总失效概率随着混凝土损伤面积比的增大而逐渐减小,采用贝叶斯估计方法获得的安全壳总失效概率均值大于传统易损性评估方法,而变异系数小于传统易损性评估方法。本文方法可为计算核电厂安全壳在内压下的概率安全评估提供更为精准和保守的结果。; 关键词预应力混凝土安全壳损伤状态贝叶斯估计易损性评估概率安全评估; Keywords prestressed concrete containment damage state Bayesian estimation fragility assessment probabilistic safety assessment; 分类号 TL364 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名CNP1000核电厂安全壳1:10模型拟动力试验被引量：16: 7; 作者钱稼茹赵作周段安夏祖讽王明弹; 机构清华大学上海核工程研究设计院; 出处《土木工程学报》 EI CSCD 北大核心 2007年第6期7-13,53,共8页; 文摘由半球形穹顶、筒体和2根扶壁柱组成的预应力混凝土安全壳是我国最新开发的CNP1000先进核电厂的标志建筑物。为验证其在峰值加速度为0.2 g的设计地震水平SL-2工况下的安全,为该安全壳的技术系统集成提供模型结构动态试验依据,完成了该安全壳一个11∶0预应力混凝土模型的单自由度拟动力试验。试验分两个阶段,加载方向分别与安全壳的扶壁柱连线垂直和一致;在有限元分析的基础上,确定了两个阶段试验单自由度体系的理论质量。采用人工波作为地震输入;每个阶段分别进行3个工况试验,地震峰值加速度分别为1 g、2 g和3 g,根据相似关系,对应于实体结构分别为0.1 g、0.2 g和0.3 g;模型结构阻尼比分别取为0.02、0.05和0.05。结果表明,在峰值加速度2 g地震作用下,筒体底部个别测点达到混凝土开裂应变,模型等效抗侧刚度降低仅5%;在峰值加速度3 g地震作用下,除筒体底部外的筒壁测点的应变都小于混凝土开裂应变,模型等效抗侧刚度降低约14%,结构处于弹性阶段。半球形穹顶安全壳具有大的抗震安全储备。; 关键词预应力混凝土安全壳半球形穹顶 1:10模型拟动力试验设计地震水平SL-2; Keywords pre-stressed concrete containment vessel （PCCV） semi-spherical dome 1：10 model pseudo-dynamic test design earthquake level SL-2; 分类号 TU378.7 [建筑科学—结构工程] TL364 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探	孙锋潘蓉柴国旱李亮	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2015	5	在线阅读下载PDF 职称材料
2	核电厂新型预应力混凝土安全壳及其非能动冷却系统设计与分析	谭效时李晓伟李笑天何树延	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2014	1	在线阅读下载PDF 职称材料
3	内压作用下纤维混凝土预应力安全壳破坏机理研究	孙晔郑志苏春阳潘晓兰	《防灾减灾工程学报》 CSCD 北大核心	2023	0	在线阅读下载PDF 职称材料
4	考虑预应力损失影响的安全壳安全性能研究	苏春阳郑志潘晓兰孙晔王勇田澳楠	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2023	2	在线阅读下载PDF 职称材料
5	混凝土安全壳整体性能试验峰值压力持续时间探讨	孙锋潘蓉严天文付强吴晗	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2016	1	在线阅读下载PDF 职称材料
6	基于贝叶斯估计的核电厂安全壳内压概率安全评估	田澳楠郑志潘晓兰苏春阳王勇	《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心	2024	0	在线阅读下载PDF 职称材料
7	CNP1000核电厂安全壳1:10模型拟动力试验	钱稼茹赵作周段安夏祖讽王明弹	《土木工程学报》 EI CSCD 北大核心	2007	16	在线阅读下载PDF 职称材料