安全壳的预应力孔道设计研究

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秦山核电二期扩建反应堆安全壳预应力施工技术

秦山核电二期扩建反应堆安全壳预应力施工技术

秦山核电二期扩建反应堆安全壳预应力施工技术摘要秦山核电二期扩建工程的是我国自主设计、自行建造的2×600mw 压水堆核电站,反应堆安全壳为内部有钢衬里的预应力混凝土结构,采用后张有粘结预应力体系的反应堆安全壳。

本文介绍了该工程的预应力施工技术及施工经验。

关键词安全壳;预应力;张拉施工中图分类号tl3 文献标识码 a 文章编号1674-6708(2010)18-0080-021 工程概况秦山核电二期扩建核电站是在原二期的基础上扩建的,共2个反应堆,分别为3#、4#反应堆,由基础底板、筒身和穹顶3部分组成。

安全壳预应力张拉系统为法国freyssinet公司k系列后张群锚体系。

预应力筋分为竖向、水平和穹顶束3种。

竖向束下端锚固于预应力廊道顶板,上端锚固于环梁的顶面,钢束类型为36t16,共144 束,沿筒体一周均匀布置;水平束两端交错锚固于两个扶壁柱的两侧,钢束类型为19t16,共199束,为全圆周的曲线束,沿高度方向分内(r=19 030mm)、外(r=19 230mm)两层交错布置;穹顶束两端均锚固于环梁的外侧,钢束类型为19t16,共174束,由三组互成120°的三层钢束组成。

2 预应力施工机具和材料2.1 张拉设备本工程采用的千斤顶为法国进口的张拉千斤顶。

6台前置式k500f型液压双向穿心式千斤顶,最大张拉力为4905kn,最大行程为250mm,主要用于张拉水平束和穹顶束;4台k1000千斤顶,最大张拉力为8 945kn,最大行程为250mm,主要用于张拉竖向束;1台c30千斤顶,最大张拉力为310kn,最大行程为180mm,主要用于单根钢绞线张拉后的松锚和钢绞线滑丝时的补张拉。

2.2 穿束机freyssinet公司2v型双速电动穿束机,共3台,有0.6m/s和2.40m/s两档穿束速度,用于将单根钢绞线穿入孔道内。

2.3 锚固系统材料本工程的预应力锚固系统采用的是法国原装进口的freyssinet公司k系列后张群锚体系,该体系是专门为反应堆安全壳而设计,由锚头及夹片、承压板、喇叭口、灌浆连接器、灌浆帽等组成。

核电站安全壳预应力施工工法

核电站安全壳预应力施工工法

核电站安全壳预应力施工工法YJGF73-2004(2009-2010年度升级版-060)中国核工业华兴建设有限公司南京凯盛建设集团有限公司张卫兵 赵月州 王德桂 郝发领 宋建义1 前言核反应堆安全壳作为核电站的最后一道屏障,其安全性是首要的。

素有安全壳“筋脉”之称的预应力钢束是其安全运行的重要保障。

反应堆厂房安全壳为筒状结构,上部为双曲面形状的顶盖,即穹顶,穹顶顶标高达66m。

沿筒体墙的水平环向、竖向以及穹顶内均布置有后张拉预应力钢束,一座安全壳共有预应力钢束400-700束,钢束采用19、37或55根直径为15.7mm的钢绞线,采取整体分级张拉的方式,每束张拉吨位都在550吨以上,最大达到1280吨,在国内和国际都是少有的。

每一安全壳用钢绞线1200T左右,安全壳筒体和穹顶之间(标高约60m)是筒体竖向钢束和穹顶钢束锚固连接的环梁,安全壳钢束布置示意图参见图1。

筒体水平环向预应力钢束包角最大达到370度;竖向垂直段和穹顶段钢束最长超过175米。

由于安全壳筒体上众多贯穿件的设计,安全壳筒体竖向、水平环向预应力孔道布置形状、包角几乎无一相同,且变幅较大,均为三维空间曲线型,这对预应力孔道的布置、钢绞线穿束、张拉力的控制及孔道的灌浆密实度控制均带来的很大的难度,作为核电站土建工程关键技术的预应力工程,其施工质量要求严格,工期长,施工工序连续性强且高空作业多,因此,一套严密、安全、质量可靠、适用的施工技术工艺是此类预应力工程施工的必要条件。

本工法在工程实践中不断完善,形成了一些新的关键技术,如:预应力孔道灌浆方法;减少预应力孔道灌浆浆体泌水制浆搅拌方法;采用专用的等应力张拉千斤顶对钢绞线束的各根钢绞线进行等应力张拉;自己设计的专用施工平台的应用;触变浆体+真空辅助灌浆的方法,并取得了两项发明专利:预应力孔道密实灌浆方法,专利号:ZL200810235566.7;减少预应力孔道灌浆浆体泌水制浆搅拌方法,专利号:ZL200810235565.2。

设计基准内压下混凝土安全壳的有效预应力作用研究

设计基准内压下混凝土安全壳的有效预应力作用研究

构计 算 ,对 设 计基 准 内压 下 的有效 预 应 力 作用
进行 了总 结 。
应 力 系统 设计 ,是 为 了保 证 在 L O C A事 故 、打
压 试 验条 件下 ,安 全壳 的截 面平 均 应 力处 于受 压 状 态 … 。安 全 壳 正常 运 行前 需 进行 整 体性 和 密 封 性试 验 来评 价结 构 的承 压性 能 ,试 验最 高
薯萎 鞲 曩 — 尊 ¨ 警蠢 强 _强 _ _ 器 量 挑 。 羹 鬻鬻 i 謦 罐 豢 藏j 魏} 鬻 嚣 l 瓣 臻纛 萋 藏 垂 蠢 篓 熬i 麓 罄 翳骧 篓 瓣 萋 § 瓣 l 摹
定 由单 层 水 平 向钢束 、竖 向 钢束 和 穹 顶 双 向预 应 力 钢 束 组 成 。水 平 向 预 应 力 筋 间 距 为 5 5 0 mm,洞 口附近 加 密 为 5 3 0 m m,共 1 0 8根 。考
收稿 日期 :2 0 1 3一 O 1— 2 3 修 回 日期 :2 0 1 3— 0 6—1 3 基 金 项 目:大 型先 进 压 水 堆 核 电站 国 家科 技 重 大 专 项 C A P I 4 0 0安 全 评 审 技 术 及 独 立验 证 试 验 ( 项 目号 :2 0 1 0 Z X 0 6 0 0 2一l 0—1 6 )
作者简介 :孙
通讯作者 :杨
锋 ( 1 9 7 8 一) ,男 ,山东肥城人 ,高级工程 师 ,现主要从 事核电厂土建结构审评科研工 作
宇 ,E—ma i l :y a n g y u @c h i n a n s c . c n
孙锋 等 :设计基 准 内压下 混凝 土安全 壳的有效预应 力作用研究
系统 的布 置情 况 和预 应 力损 失 的分析 过 程 ,以 闸 门洞 口附近 水 平 预 应 力钢 柬 为例 进 行 了 预 应 力损 失计 算 , 同 时计 算 了 5年 打 压 试 验 时安 全 壳 结 构 的 有 效 预 应 力 。基 于 以 上 分 析 ,利 用 A N S Y S程 序 建 立预 应 力 混 凝 土 安 全 壳 有 限元 模 型进 行 结 构 计 算 ,对 设 计 基 准 内压 下的 有 效预 应 力 作 用进 行 了总结 。结 果表 明 ,预应 力 系统 承 担 了打 压 试 验 下 大部 分 设 计 内压 ,安全 壳整 体 结构是 安 全 的 ,这 些 结 论 与 安 全 壳 的预 应 力 系统 设 计 理 念 一致 ,

核电站安全壳预应力孔道灌浆

核电站安全壳预应力孔道灌浆

核电站安全壳预应力孔道灌浆恰希玛核电站核反应堆厂房安全壳采用了法国FREYSSINET公司K系列后张预应力体系。

由于地处沙漠边缘,且预应力施工正值高温季节,昼夜温度均在30℃以上,不能执行本工程主要参考标准法国《90万干瓦压水堆核电站土建设计和建造规则》(RCCG)中灌浆时对环境温度小于30℃的要求。

因此必须针对高温条件进行浆体配合比试验,并模拟现场条件进行孔道灌浆试验,选择满足技术要求的浆体配合比和相应的灌浆工艺,并在实际施工过程中严格控制。

1、浆体室内配合比试验本工程的预应力施工在综合了法国RCCG(80版)、美国《混凝土反应堆容器和安全壳规范》ACI一359(89版)和有关中国标准的基础上,制定了《PC工程预应力混凝土安全壳施工规定》。

预应力孔道灌浆用水泥浆体的试配,主要针对浆体的流动度、泌水率、凝结时间、化学成分及强度等展开。

1.1 水泥浆体原材料选择水泥选择核岛主体混凝土使用的按英国标准生产的枫叶牌525号硅酸盐水泥;水是符合饮用水标准的地下水。

相应的水泥和水的化学成分分析符合技术条件的要求。

经过对相同配合比、出机温度、贮存条件的多种不同外加剂的水泥浆体的流动度、泌水率和凝结时间等浆体性能方面的分析比较,最后缓凝浆选用FOSROC公司生产的缓凝型减水剂COMPLAST423,膨胀浆选用CONBEX100为膨胀剂。

1. 2 温度对水泥浆体性能的影响环境温度分别为2l℃、36℃时,水泥浆体不同出机温度对出机流动度和存放6h后的流动度影响的试验情况显示,相同环境温度下,出机温度不同,对浆体的流动度影响很小;但在贮存6h以后,浆体出机温度不同,其流动度的变化就很大,出机温度越高流动度下降越快(秒数增加),但出机温度20℃时浆体的流动度损失较小。

而浆体的出机温度可以通过降低水泥温度,使用冷却水来解决。

据此,选定浆体出机温度20℃,将其置于20、35、40、45℃的环境下贮存并观测其流动度随时间发展的变化。

秦山安全壳预应力施工

秦山安全壳预应力施工

秦山三期安全壳预应力施工 The Pre-stressing Construction of Containment in Qinshan Phase III Project 朱景卫(秦山第三核电有限公司,浙江海盐,314300)摘要系统描述了秦山三期安全壳预应力施工过程、所遇到的问题以及对这些问题的处理,总结了施工成功的经验。

关键词安全壳预应力施工工艺问题处理 Abstract: This article systematically introduces and describes the pre-stressing construction of containment in Qinshan Phase III NPP project, it also points out some problems faced during the construction, and the solutions to these problems, the paper finally makes summarization about the successful experiences gained during the project. Key words: Containment Pre-stress Construction process The treatment of problem 1 工程概况核电站的安全壳既是核反应堆厂房的围护结构,又是重要的核安全屏障。

它要求在出现假想事故(设计基准事故)时,安全壳必须有效承受事故压力,并保持良好的密闭性。

秦山三期安全壳采用预应力混凝土结构体系。

结构部分由底板、筒墙、环梁、穹顶四部分组成,底板为直径49.72 m的等边十二边形,厚1.68 m;筒墙内径41.45 m,筒墙厚度1.07 m,高度42.29 m。

秦山三期预应力系统由法国Freyssinet公司细化设计和提供技术指导,中核华兴公司具体实施。

核电站安全壳锚固区局部应力研究

核电站安全壳锚固区局部应力研究

脱 离对 国外技术 的依赖 ,实现锚 固体 系产 品的 国
产化 。 由于我 国之前 的核 电站建造 主要引用 国外 成套技 术设 计 ,并 没有形成 自己的核 电站建造标 准 、规 范体系 ,国内核 电站 预应力系统 没有适用 的对应规 范标准 ,仅 仅按照混凝 土结构设计 规范
施 工廊道 的顶 面 。环 向钢束 16 ,环绕 筒身 1 4束 / 2
绞线 ,钢绞线的拉力通过工作锚板、锚垫板传至
锚下混 凝土构件 。预应力 孔道灌浆 由锚垫板上 的 灌浆孔灌 注 ,锚具 密封罩 内的灌浆 由密封罩 的中
心孔灌 注 。锚 具技术 参数 如表 I 。
1工 程 背 景
某核 电站安全壳 为预应力钢 筋混凝土结构 , 由底 板 、简体墙 、环梁和 穹顶 四部分 组成 ,对 预 应力 的施 工质量 提出 了很高 的要 求 。预应力 系统
或 1 圆周呈单排布 置在筒身墙 内 ,钢束的两端锚 / 4
G 5 00 2 0 有关 局 部锚 固 区部分来 计 算 ,可 B 0 1— 02 靠性 有待 商榷 。
号称核 电站外形结 构标志 的反 应堆厂房 安全
固在扶 壁柱 的两侧 。环梁 钢束约2 束 ,分上 、下 0 两层 ,呈双排 布置在环梁 内 ,每根环绕 1 圆周 , / 2 钢束 的两 端锚 固在 环梁 的外 ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ 。穹顶 钢束 10~ 0
钢绞线 束分布在 核安全壳 结构 的基 础底板 、筒 体 墙 、环 梁和穹顶 。筒身墙 内预应力 钢束分竖 向 、 水 平 向两 个方 向 :竖 向预应力钢束 10—20 , 0 0束 全部呈直线 单排垂 直布置 在筒身墙 内 中间位置 ,
每 束长度 约5 m,孔道平 均间距一般 为 10rm, 0 20 a 钢束 的上端锚 固在环 梁顶部 、下端锚 固在 预应力

04夏祖讽-核电厂预应力安全壳结构设计研究三十年

04夏祖讽-核电厂预应力安全壳结构设计研究三十年

中国预应力技术五十年暨第九届后张预应力学术交流会论文 2006年核电厂预应力安全壳结构设计研究三十年夏祖讽王明弹王天真王晓雯黄小林顾俊康(上海核工程研究设计院,上海200233)摘要本文介绍了上海核工程研究设计院从事预应力安全壳结构设计研究工作历时三十年,不断实践,改进探索的经验,可供核电工程及普通民用预应力结构工程设计作重要参考。

关键词预应力混凝土、安全壳、研究、设计1前言自1976年初秦山核电工程决定采用预应力混凝土安全壳结构以来至2006年5月完成了第三代安全壳结构模型的拟动力试验,我院自主设计的预应力安全壳已经一步一个脚印走完了凝结着设计院两代人心血的三十年历程。

为了确保安全,核电厂主厂房的围护结构设计成密闭的保护屏障称作安全壳。

在出现失水事故时能够有效地密闭反应堆厂房内的放射性物质,使周围环境免遭污染。

众所周知,美国的三哩岛核电厂的事故性质与前苏联的切尔诺贝里相似,但三哩岛的核事故并未造成任何人员伤害。

这之中,三哩岛核电厂所设置的预应力安全壳功不可没。

秦山核电厂的安全壳是带浅穹顶有环梁及平底板的立式圆筒形组合壳体结构,内径36m,总高59.6m,筒壁及穹顶厚度除局部加强部位外均为1m,混凝土为C40。

筒体部分设有环向及纵向预应力钢束。

穹顶部分布置了三组互成120 的三层钢束锚固在环梁的外侧。

秦山核电厂的预应力混凝土安全壳自1988年底建成后,通过实体加气压实施结构整体强度验证试验和整体泄漏率试验,均未发现混凝土壳体表面出现结构裂缝,计算变位与实测吻合,压力消失24小时后变形测点的位移恢复在90~99%,显示出良好的结构弹性。

设计的整体允许泄漏率为每昼夜3‰(热态)相当于冷态试验条件合格值为1.65‰而实测值仅为0.45‰,1996年及2004年又作了两次整体泄漏率的在役检查仍为合格。

证实秦山厂预应力混凝土安全壳结构设计是完全成功的。

对秦山厂的安全壳,我院曾作过龙卷风及飞机撞击分析〔2,4〕,也作过极限承载力分析及模型试验研究(5,6)。

大亚湾核电站反应堆安全壳预应力技术

大亚湾核电站反应堆安全壳预应力技术

Abstract : The French Freyssinet Monogroup system is used for t he reactor containment of Daya Bay Nuclear Power Station ,where t he tendons consisted of 19 or 36 T16 strands are put into t he rigid or semirigid conduit ,and t hen t he prestressing force is obtained by t he post2tensioning. The containment prestressing system consists of 3 different parts :t he horizontal ,t he vertical and t he dome prestressing systems. The tendons in horizontal part are laid in a full 360°circumference. The implementation of tensioning must conform to a defined order. After tensioning ,t he tendon conduits must be grouted wit h retarding agent to prevent t he tendons from rusting. Keywords : reactor containment prestressing technique
在 6h 时 < 14 s 在 10h 时 < 25 s
膨胀灰浆 14~26 < 25

核反应堆厂房安全壳预应力穿束方法概述

核反应堆厂房安全壳预应力穿束方法概述

核反应堆厂房安全壳预应力穿束方法概述摘要:在压水堆核电站建设过程中,反应堆厂房安全壳预应力穿束是土建施工的一项重要工作。

本文简要介绍了安全壳预应力穿束施工组织的人员、施工步骤及相关注意事项,具有比较广泛的借鉴意义。

关键词:安全壳预应力1、工程概况预应力穿束施工主要包括:管道清理、钢绞线穿束、试验与检查等主要步骤,伴随着防异物管理、安全文明施工、密闭空间管理等过程控制。

为了保证核电站反应堆厂房安全壳预应力穿束工作质量满足要求,需要进行人机料法环等方面的统筹管理。

2、工作步骤及注意事项2.1先决条件2.1.1人员主管工程师(1名):编制准备预应力钢绞线穿束技术文件,进行现场技术指导和质量监督,收集整理施工记录;工长(1名):负责劳动力和机具的合理调配,并对施工质量负责;质检员(1名):对施工过程进行质量检查和控制;操作工(8~10名):负责钢绞线的装运、穿束操作;电工(1名):负责施工设备配电及维修。

2.1.2设备和机具2.1.4环境预应力穿束工作部分在厂房内进行,要对已安装的设备进行必要的防护,避免损坏,大部分露天操作,如果小雨天气应对钢绞线进行必要的防护,避免其锈蚀,大雨应停止作业。

2.2操作方法2.2.1概述水平及穹顶孔道的钢束由19根钢绞线穿入组成,竖向孔道的钢束由36根钢绞线穿入组成,钢绞线两端用夹片锚固在锚固块上,所有钢绞线均用穿束机穿入孔道,钢绞线的切割必须采用手持式砂轮切割机进行切割。

2.2.2管道清理及涂油—穿束前应清理喇叭口、承压板;—管道清理后用拖布在管道中涂上水溶性油。

2.2.3进行穿束前应确认:—穿束机是否正常工作。

—钢束型号。

—钢绞线盘装上解线架前应确定钢绞线的有无锈蚀,锚夹片有无锈蚀、机械损伤,应符合RCC-G和相关的技术说明书。

—管道两端编号。

—管道通畅。

—清除承压板、喇叭口表面混凝土、砂浆和锈蚀。

—钢绞线的入口处应配一名经培训合格的操作工,出口处应配一名助手。

—入口处与出口处间的对讲机通讯通畅。

核电厂安全壳预应力摩擦及锚固损失分析

核电厂安全壳预应力摩擦及锚固损失分析
预应 力钢 筋锚 固前 的力 筋 中应力 分布 如 图1
2预应力摩擦损失的计算公式
关 于预应力摩 擦引起 的损 失 ,我 国规范和 欧 洲规范u 均采 用 了相 同 的公式 :
f ) 【 ( 1 : l 一
j ]
() 1
d ) 摩擦 引起 的预应力损 失 r 一 X~ 张拉 端 至计 算截 面 的孔 道长度 ( m)
《 讼左 技末 》 0o 期 21 年第1 总第7期 8
利用 ( 3)式 编程 计 算 ,可 以得 到 f的精 确 ,
外 层钢 束为 1. m,钢束 中的应 力沿 长度变化 分 02 7
别 如 图5 图6 示 : 和 所
外层 钢束
值 。对 于 不同线形 组成 的 曲线 ,可 用逐 段积分 的 方 法试 算 得 到 反 向摩 擦 影 响 长 度 的值 。如 果 手 算 ,也 可简 化处理 。在 预应力 筋线 形变 化处取 控 制点 ,计算 结果 表 明 ,控 制点 之间是 的 曲线 , 但 是 与直线相 差很 小 。在 控制 点 问线性插 值 ,通
对不 同线形 ( 圆弧 、直 线等 ) 连接 成的力筋 上任 意一点处 d ( r。 ,通 常方法是 逐段计 算 。 f ) 可以证 明H 间曲线 预应力钢 束 的孔 道摩擦 空

:[ +) 一, 瑚) ( ) 2 P h f 】 4
研宄夸折
P RE TR SS T S E EC HNoL OGY
1 引言
预应力 技术 在核 电站 安全壳 的建 设 中得 到广 泛应用 ,预应力 在安全壳 中的分 布状 况 、损失 规 律直接影 响到安全壳 的设计 和安全性 。本文基 于 C R 0o P 10压水堆 安全壳 ,研究 计算 了安全 壳 中预 应 力的摩擦及 锚 固损失 ,供工程 设计人 员参考 。 预应 力孔道摩 擦理论认 为 ,预应力 筋与孔道

核电站安全壳1200 t级预应力综合施工技术

核电站安全壳1200 t级预应力综合施工技术

随着我国自主研发具有完整自主知识产权的三代核电技术“华龙一号”的批量建设,以“华龙一号”为代表的具有双安全壳结构的三代核电技术已经成为主流。

这些具有双壳结构的三代核电其内安全壳均采用1200t 级后张无粘结预应力混凝土结构。

1200t 级的预应力后张拉系统在国内是非常罕见的,也仅仅在核电站安全壳这种特种结构上才会采用,因此核电站安全壳1200t 级预应力施工技术难度高,无论是预埋直径达160mm 并且要求定位精准的预应力孔道,还是长度达到将近200m 的预应力孔道整体穿束,张拉力达到12.276MN 的大吨位钢束张拉、具有5种灌浆类型的预应力孔道灌浆都非常具有挑战性。

1大直径预应力孔道施工技术在采用后张拉无粘结安全壳预应力混凝土结构中,需要提前将预应力导管埋设在安全壳混凝土结构中,形成中空的预应力孔道,此孔道用于放置预应力钢束并进行灌浆。

预应力孔道施工技术主要分为:预应力导管材料选择、预应力导管车间加工技术、预应力导管现场安装定位技术、预应力孔道通孔检查技术。

1.1预应力导管材料选择在安全壳的不同部位,所放置的导管是不同的,导管主要分为刚性导管以及半刚性导管。

顾名思义,刚性导管一般指的就是钢管,而半刚性管一般指的是具有可弯曲弹性特质的波纹管。

刚性导管一般采用高频直缝焊接钢管或者无缝钢管厚度一般不小于3mm ,其用于倒U 形钢束、竖向钢束、穹顶环向钢束、大曲率区域的筒体环向钢束、穿过施工【张波】男(1984-),中国核工业华兴建设有限公司,工程师,2007年以来一直从事预应力工程施工技术工作,曾先后作为预应力技术负责人参与大连红沿河一期核电站、福建福清核电站5、6号机组、深圳迭福LNG 低温储罐以及天津中石化LNG 大港项目的施工,参与编制能源局《压水堆核电厂安全壳预应力技术规程》。

[摘要]文章就核电站安全壳1200t 级预应力综合施工技术所涉及到的一些施工工艺以及一些关键工序进行介绍,主要有预应力孔道埋设技术、预应力钢束整体牵引穿束技术、大吨位预应力张拉技术、预应力孔道灌浆技术。

核电站安全壳预应力施加方案施工组织设计

核电站安全壳预应力施加方案施工组织设计

核电站安全壳预应力施加方案施工组织设计一、引言核电站的安全壳是保证核反应堆与外界隔离的关键结构,对其预应力施加方案的施工组织设计具有重要意义。

本文将对核电站安全壳预应力施加方案的施工组织设计进行详细探讨。

二、施工目标核电站安全壳预应力施加的主要目标是确保安全壳的结构稳定性和控制内外压力差的能力,从而保证核反应堆的安全运行。

三、施工准备1. 方案制定:根据工程设计要求和相关规范,制定合理可行的预应力施加方案。

方案应包括预应力束的布置、支承点的选择和施工工艺等内容。

2. 人力资源:确定施工组织的人力资源需求,包括预应力施加人员、监理人员和安全人员等,确保施工队伍的合理配置。

3. 材料准备:准备好预应力束、承台、预应力锚具等施工所需的材料,确保材料的质量和数量满足施工需求。

4. 设备准备:确保施工所需的预应力施加设备和相关辅助设备的正常运转,并进行必要的检修和维护。

四、施工流程1. 安全措施:施工前需制定详细的安全操作规程,包括人员防护、施工现场安全、设备操作安全等。

在施工过程中,严格执行安全措施,确保施工人员的人身安全和施工场地的安全。

2. 模具制作:根据预应力施加方案,制作适用于核电站安全壳的预应力施加模具。

模具应具备高强度、高稳定性和重复使用的特点。

3. 预应力束布置:根据预应力施加方案,将预应力束按照设计要求布置在模具内,并进行检查和调整,确保布置的准确性和稳定性。

4. 预应力锚固:根据预应力施加方案,在预应力束的两端进行锚固,采用专业的预应力锚具进行固定,确保预应力的传递和锚固的可靠性。

5. 预应力施加:根据预应力施加方案,在预应力束锚固后,采用预应力设备进行施加。

施加过程中需严格控制预应力的大小和速度,确保安全壳结构的稳定性。

6. 监测与调整:在预应力施加完成后,对安全壳的变形和应力进行监测。

根据监测结果进行必要的调整,确保安全壳的结构以及预应力的效果满足设计要求。

五、质量控制1. 材料质量:严格按照设计要求选择和验收预应力施加所需的材料,确保其质量和性能满足施工要求。

核电站安全壳预应力施工变形分析和实时监控

核电站安全壳预应力施工变形分析和实时监控

核电站安全壳预应力施工变形分析和实时监控摘要:安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构,包容了反应堆压力容器、反应堆冷却剂系统的主管道、稳压器、蒸汽发生器、主泵以及部分辅助系统和专设安全设施系统。

核电站安全壳结构是核反应堆的保护结构,是继核燃料包壳、一回路压力边界之后的最后一道安全屏障。

关键词:核电站安全壳;预应力施工;实时监控引言预应力技术作为一种特殊的施工工艺,随着该项技术的不断发展和完善,在土木工程领域得到了广泛应用。

由于其在结构内提前施加预应力,因而能够有效改善结构的受力性能,满足设计人员所要求的结构刚度、内力分布、位移和裂缝的控制。

此外,借助预应力技术还能够建造出多种新型的结构形式,增加结构的使用空间,充分发挥材料的性能,从而可以有效节约材料。

基于预应力技术的特点,该项技术已经在大跨度空间结构、桥梁结构、房屋加固改造工程尤其是在特种工程结构中得到了广泛的应用。

1核电站安全壳筒体变形数值分析1.1数值分析模型CPR1000核电站安全壳由椭球形穹顶、圆柱形筒壁和圆形筏基组成。

椭球形穹顶和筒壁的连接处设置有一变截面环梁,用来分别锚固穹顶和竖向预应力钢束,承受预应力施加的集中荷载。

筒体与筏基通过变截面的截锥体相连,安全壳筏基厚度为5.5,m,有效约束了筒体变形。

由于穹顶张拉并不会对筏基与地基之间造成影响,为简化考虑,将筏基与地基作为一个整体,即筒体在-4.5,m标高处直接锚固在地基上,筒壁厚度为900,mm,忽略截锥体的尺寸变化及设备闸门处(筒体开孔)的影响。

采用ANSYS有限元分析软件Solid65单元建立安全壳有限元模型,安全壳混凝土强度等级为PI/S40(为法国标准RCC-G,相当于中国标准的C50),根据现场试验测得其90,a的抗压强度为57.7,MPa,弹性模量为40,800,MPa。

1.2荷载确定由于安全壳穹顶预应力钢束孔道布置复杂及钢绞线受孔道内壁摩擦力的作用,孔道内不同部位钢绞线的受力均不相同,很难精确模拟穹顶预应力管道的分布荷载。

核电安全壳预应力系统制浆、灌浆技术研究

核电安全壳预应力系统制浆、灌浆技术研究

西南科技大学论文核电安全壳预应力系统制浆、灌浆技术研究西南科技大学毕业论文目录1.概述 (1)2、鉴定试验 (1)2.1材料性能要求 (1)2.1.1水泥 (1)2.1.2 水 (1)2.1.3 外加剂 (1)2.2 浆体技术要求 (2)2.3材料选择和性能验证 (2)2.3.1 水泥 (2)2.3.2 减水剂 (3)2.3.3缓凝剂 (3)2.3.4 膨胀剂 (3)2.4 浆体初配 (3)2.4.1搅拌原理 (3)2.4.2搅拌工艺 (4)2.4.3配合比试验 (4)3、验收试验 (5)3.1试验目的 (5)3.2试验材料 (5)3.3试验设备 (5)3.4搅拌工艺 (6)3.5试验配比 (6)3.5.1缓凝浆体 (6)3.5.2膨胀浆体 (7)3.6浆体性能指标检验结果 (7)3.6.1缓凝水泥浆技术指标检验结果 (7)3.6.2膨胀水泥浆技术指标检验结果 (8)3.7试验结论 (9)4、全尺寸灌浆试验 (10)4.1制浆工艺 (13)4.2 灌浆工艺 (13)4.2.1制浆和灌浆之间工艺流程 (13)4.2.2灌浆设备 (13)4.2.3竖向孔道灌浆 (14)4.2.4水平环向孔道灌浆 (15)4.2.5穹顶孔道灌浆 (18)4.6全尺寸灌浆试验 (20)4.6.1第一次灌浆试验经验总结 (20)4.6.2第二次灌浆试验 (24)5、总结 (25)[参考文献] (26)核电安全壳预应力系统制浆、灌浆技术研究【摘要】:本文介绍了福清核电核岛机组预应力鉴定试验、验收试验和全尺寸灌浆试验的经验总结,从材料选择、搅拌工艺、浆体配合比研究、灌浆工艺调整等方面详细阐述了福清预应力制浆和灌浆技术研发过程。

【关键词】:福清核电安全壳预应力制浆鉴定试验验收试验全尺寸灌浆试验切段检查孔隙1.概述福清核电发电机组为M310堆型,安全壳预应力灌浆水泥浆分为缓凝浆和膨胀浆两种,缓凝浆用于竖向孔道灌浆,水平、穹顶孔道一次灌浆;膨胀浆用于水平、穹顶孔道二次灌浆。

考虑预应力损失影响的安全壳安全性能研究

考虑预应力损失影响的安全壳安全性能研究

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
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2023(57)3
【摘要】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。

【总页数】9页(P600-608)
【作者】苏春阳;郑志;潘晓兰;孙晔;王勇;田澳楠
【作者单位】太原理工大学土木工程学院
【正文语种】中文
【中图分类】TL364
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核电站安全壳预应力浆体制作施工工法(2)

核电站安全壳预应力浆体制作施工工法(2)

核电站安全壳预应力浆体制作施工工法核电站安全壳预应力浆体制作施工工法一、前言核电站的安全壳是保证核反应堆安全运行的关键组件之一,预应力浆体是核电站安全壳施工过程中的一种重要工法。

本文将详细介绍核电站安全壳预应力浆体制作施工工法的工艺原理、施工工艺、劳动组织、机具设备、质量控制、安全措施、经济技术分析等内容,并结合工程实例进行说明。

二、工法特点核电站安全壳预应力浆体制作施工工法具有以下特点:1. 采用预应力浆体制作,可以提高核电站安全壳的整体强度和稳定性。

2. 施工过程中对预应力浆体的密实性、均匀性和稳定性有严格要求,确保施工的质量和安全。

3. 该工法操作简单、施工效率高、可重复使用,适应于大规模建设和工期较紧迫的核电站项目。

三、适应范围核电站安全壳预应力浆体制作施工工法适用于各种类型的核电站安全壳工程,适用于各种地质环境和气候条件。

四、工艺原理核电站安全壳预应力浆体制作的工艺原理主要包括以下几个方面:1. 施工工法与实际工程之间的联系:通过预先制作混凝土浆体,并在工地进行浇注和固化,形成预应力浆体,以提高核电站安全壳的整体强度和稳定性。

2. 采取的技术措施:对于预应力浆体的制作过程中,通过控制水灰比、选用优质混凝土材料、加入适量的外加剂等技术措施,确保预应力浆体的质量和性能达到设计要求。

五、施工工艺核电站安全壳预应力浆体制作施工分为以下几个施工阶段:1. 浆体制备:根据设计要求和预估的需求量,制作预应力浆体,控制好浆体的配比和质量。

2. 浆体运输:采用搅拌车将制备好的预应力浆体运输到施工现场,确保运输过程中不影响浆体的质量。

3. 浆体浇注:在施工现场使用泵浆机将预应力浆体进行浇注,保证浆体的均匀性和密实性。

4. 浆体固化:根据浆体的特性和施工要求,采取适当的加热、养护和保温措施,确保浆体在固化过程中的稳定性和强度的发展。

六、劳动组织核电站安全壳预应力浆体制作需要合理的劳动组织,包括项目经理、施工队长、班组长、工人等,根据施工进度和人员配置需求,合理安排各个岗位的工作内容和人员动态。

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核动力工程2002年5月Nuclear Power Engineering May. 2002安全壳的预应力孔道设计研究蔡江勇蒋沧如(武汉理工大学土木工程与建筑学院,武汉430070)摘要本文对核电站安全壳预应力孔道粘结方式进行了分析,提出了安全壳有粘结预应力孔道施工灌浆工艺的几点改进措施以及可实现监测、调控的预应力孔道的设计设想。

关键词安全壳预应力系统孔道灌油灌浆光纤传感器1 引言目前,国内外核电站反应堆建筑物大都采用预应力安全壳作为放射性防护的最后一道屏障,安全壳的设计准则是在各种工况(包括不同荷载组合)及事故情况下均能保持完整性并执行其安全功能,亦即必须有效地承受设计基准事故工况的压力,保持良好的密闭性,使放射性物质的散逸限制在容许范围以内,确保核电站工作人员及周围公众的安全。

从美国1979年的三哩岛和前苏联1986年的切尔诺贝利两个核电站堆芯融化事故所造成的截然不同的放射性后果可知,安全壳对核电站安全的重要性,而安全壳的预应力系统的高可靠性和良好的耐久性是保证安全壳结构整体防护性功能的关键所在。

因此,对安全壳的预应力孔道在设计和施工工艺方面进行分析并提出改进,以及对其质量保证体系的进一步提高进行的深入研究探讨是非常必要的。

2 孔道粘结方式有粘结预应力系统是在预应力筋张拉完毕后,对筋束孔道灌注水泥浆,使预应力钢束与混凝土粘结,它可以保证在使用过程中预应力筋束与混凝土间适当的应力传递,而且,预应力筋束能得到以水泥为基础的材料提供的良好的防锈蚀保护。

这种采用灌注水泥浆密封的有粘结预应力系统,同时也存在着一些不足之处,主要是技术要求高、施工繁琐和人为因素较多等,这使得质量的严格控制在技术和管理上的难度较大,主要表现在浆体内因泌水、收缩和微气泡而产生的空隙总是难以消除,成为耐久性功能要求的一个质量隐患,特别是孔道长且弯曲变化复杂时,控制不好时危害是较为严重的。

我国目前的无粘结预应力技术大都用于单束单锚的预应力工程,即在浇筑混凝土之前事先将包有塑料涂层的钢绞线铺设在指定位置,待混凝土浇注完成并达到设计强度后,再进行逐根张拉,该技术不大适用于较大型的预应力结构。

因此,国际上技术发达国家如美国、日本、法国,对于多束群锚型预应力结构已开始广泛采用灌油的无粘结预应力系统,其作法为:在混凝土施工期间将预应力孔道预留好,待混凝土工程完成后,将多束(37~55束)钢绞线穿入预留孔,在单端或双端实施张拉。

张拉结束后在孔道内灌注专用润滑油取代水泥浆,这样即可起到密封防腐作用,又可实现预应力钢束的无粘结状态。

该技术已成功地在秦山核电站二期安全壳结构预应力系统中应用,取得了良好的效果。

这种灌注润滑油的无粘结预应力技术具有以下优点:它降低了钢绞线和锚具锈蚀的危害,可延长建筑物的使用寿命;注油的无蔡江勇等:安全壳的预应力孔道设计研究粘结预应力系统改善了预应力钢束的受力状态,能有效降低摩擦损失;它可方便地实现对预应力钢束的力值实施监测,通过拉脱法可定期对预应力损失情况进行检查,必要时还可实施补张拉,更换钢束和锚具。

与灌注润滑油的无粘结预应力系统相比,有粘结预应力系统的孔道相当于“一次成型”,对于要经受长期在使用环境的各种作用(如碳化、冻融、化学介质侵蚀等)的预应力混凝土结构,其功能的逐渐衰退将是一个不可逆的过程。

从长远的观点来看,灌注润滑油的无粘结预应力系统的主要优势将集中在可部分实现上述过程的“可逆”上,当然这一优势的发挥,还必须以高水准的监控调试设备系统作为相应的支撑。

3 孔道灌浆工艺的改进措施我国核电站安全壳工程中最为常见的是有粘结预应力系统,有粘结预应力系统的孔道灌浆质量决定了结构在运行期间预应力钢绞线是否锈蚀或锈蚀的程度,直接影响到结构的耐久性能。

孔道灌浆施工的要点首先是浆体的配合比,要求既要保证浆体材料本身不会对钢束和锚具产生腐蚀作用,又要保证灌浆时浆体的可操作性和灌浆后浆体的密实性。

此外,同样重要的是灌浆的施工工艺,要求充分考虑各种影响因素,并针对不同的形式的孔道采用相应的灌浆工艺、施工措施,以保证灌注密实度达到设计要求。

从我国的工程现状看,虽然可以通过大量的配比实验研究,采取减水、缓凝、膨胀对材料予以改性等措施,并配合以适宜灌浆工艺以及孔道的全比例模拟灌浆试验等方法手段,做到了使灌浆空隙减到非常低的水平,但由于整套措施对相应的施工管理、技术要求较高,工程中仍然不能确保实际施工条件下的灌浆质量满足要求。

因此,还存在有对灌浆工艺进一步改进提高的必要。

实际工程中灌浆后孔道空隙、浮浆一般较为集中在穹顶和水平孔道的拱顶处、垂直孔道上部、二次灌浆区等部位,显示出浆体收缩、泌水和微气泡共同作用影响并逐步积聚的结果。

以岭澳核电站安全壳预应力工程的全比例模拟灌浆试验为例,在其所选的5根具代表性、灌浆难度最大的孔道的151个检查截面中,高度在3~5mm之间的月牙形空隙占10%,0~3mm 之间的占20%,月牙形空隙主要出现在孔道束形的拐点附近,完全水平和竖向束段基本无空隙。

研究表明,在狭长的曲线孔道内具有较强烈水化作用的水泥浆体的泌水效应是很难控制的,而普遍采用的压力灌浆方式又将不便于渗入水泥浆体内的微气泡的排除(甚至还会有利于更多的气泡渗入)。

因此,孔道的设计和施工中应该进一步考虑为水泥浆体内逐渐积聚上冒的泌出水分和微气泡设计出“便捷的通道”。

在此,拟对目前有粘结预应力系统中孔道灌浆的施工工艺设计提出以下三点改进措施。

第一是将安全壳所有孔道均设计成低端口进浆,高端口出浆的形式。

该措施主要是针对水平束孔道,可把水平束孔道设计成沿安全壳柱体螺旋型上升的曲线孔道,这样的孔道形式配合以其他有关措施,有利于浆体内较轻的泌出水分和微气泡在水泥浆缓凝的过程中,向较高的(或逐步升高的)出浆口方向积聚。

第二是改压力灌浆为真空灌浆。

压力灌浆可以保证浆体较为充分地灌满孔道,并力求达到渗透填充孔道内每一空隙的效果,但高压状态下的浆体中势必含有较多的微气泡,在水泥浆的硬化过程中,微气泡会析出积聚形成局部的浮浆甚至孔隙。

另外,由于水泥浆的泌水现象难以消除,在孔道内所析水分不会蒸发,即使是膨胀水泥浆若处于泌出水分无处蒸发的条件下也会形成泌水孔隙。

采用真空灌浆工艺可将孔道内90%的空气抽出,使水泥浆中微气泡的含量降低,同时在凝结过程中水泥浆所保持的负压状态,会更加有利于浆体中泌出水分和微气泡能够更快地向较高的出浆口方向积聚,实现浆体的密实。

对于安全壳由于壳壁开设设备孔洞而造成的复杂孔道,可采用先压力灌浆核动力工程May. 2002保证水泥浆充满孔道(必要时配以二次灌浆)再抽真空的方法,仍可“抽出”浆体内部分微气泡并使浆体在负压环境中凝结硬化,达到较为密实的效果。

第三设置真空积浆筒口。

在水泥浆的出浆口端接上长1米左右的竖直段筒口,在灌浆完毕后设置成真空积浆筒口。

具体做法是:采用真空泵从出浆口端抽吸预应力孔道中的空气,使孔道真空度达到-0.1Mpa,然后在另一端把水泥浆从输浆管灌入孔道,直到灌满为止,使负压保持在-0.1Mpa左右,打开出口端,让孔道内水-浆悬浮液自由地从出口端流出。

再次泵浆,直到出口端流出匀质浆体,此动作可重复1~2次。

将灌浆管口关闭封死,仍使负压保持在-0.1Mpa左右,让浆体内的泌水和微气泡能充分流出,积聚于出浆口外专门设置的专用积浆筒,待水泥浆终凝前,撤除出浆口端的竖直积浆筒,打掉筒内的初凝浆体。

4 可监控、调制的预应力孔道设计目前,尽管通过设计和施工在技术和管理等方面的各项有效措施的实施,有粘结的预应力系统可以实现较高的功能保证,达到较高的质量水平,但锚固粘结就意味着预加应力及其粘结浆体业已成型不可更改,如果灌浆时孔道内存有过多过大的孔隙、浮浆,就会构成质量隐患,直接影响结构的耐久性能。

从另一方面来看,结构的耐久性能是随使用期的延续而不断降低的,但随着社会文明的不断进步,人们对结构物(特别是核电站)的安全性能等方面的期望要求是日益增高的,这一矛盾的不断突现必将导致对结构的维护、加固的更高要求的提出。

预应力孔道质量的有效控制是安全壳预应力系统高可靠性和高耐久性的前提和保障,这一目标的实现将有赖于预应力的实时监测系统的建立和可调整技术的实施。

以目前的发展趋势来看,利用多束群锚型灌油无粘结技术、光纤传感技术以及新型的纤维增强塑料(FRP)预应力筋束材料即可担当此任。

可以设想的具体的做法为:采用FRP筋束取代预应力钢绞线,将涂有树脂保护层的光纤传感器贴于FRP预应力筋束上,在预应力孔道内穿束后张拉锚固FRP筋束,然后向孔道内灌注专用润滑油予以封闭保护,从FRP筋束的张拉阶段开始直至结构的使用阶段通过埋设的光纤传感器对预应力筋束进行监测。

在全监控过程中,可随时对各孔道中的FRP预应力筋束的应力值进行调整,如发现有异常可找出位置分析原因,必要时撤换单个或多个孔道的FRP预应力筋束重新张拉、锚固、封油。

在上述系统中,主要利用了注油的多束群锚型无粘结预应力技术对钢束应力的可调整性及对筋束的可更换性;对光纤传感技术的利用除了考虑它所具有的无源性、化学惰性、绝缘性、极宽的信号带宽、灵敏性高、响应速度快、动态范围大、抗电磁干扰能力强等优点以外,还重点考虑到了光纤传感可同时作为传感元件和传输媒介并实现多点或分布式传感,非常适合于监测的实时化和网络化的特点;FRP力筋材料的采用主要是考虑到该材料的基层与光纤传感器的树脂保护层属同类或同种材料,极有利于检测值测定的直接、精确。

监测与评估建筑结构物的承载能力、剩余使用寿命、健全度,是当今世界土木工程领域研究的重点之一,实时地对安全壳预应力系统的工作性能进行检测,不仅可大大减少结构物养护维修费用,而且有助于避免重大事故的发生,减少生命财产的损失。

可监控、调制型的的预应力孔道的设计,将极大地提高安全壳结构的可靠性,是向着更加安全的核电站安全系统的建立迈出了一大步。

参考文献1 林松涛,郑砚国. 预应力钢束孔道灌油技术的应用. 工业建筑,2000年,30(12): 76.2 邵锦瑛,魏翠玲. 安全壳预应力系统设计施工中应注意的问题. 核动力工程,1997年,18(4): 293.蔡江勇等:安全壳的预应力孔道设计研究3 龚振斌,岭澳核电站安全壳预应力工程简介. 结构工程师(增刊),2002年.4 武湛君等,光纤传感器在民用建筑结构中的应用.哈尔滨工业大学学报,2001年,33(4):469.Study on P.C. Tendons Pass in ContainmentCai Jiangyong Jiang CangruAbstract: Bonding styles used in P.C. tendons in containment structure of nuclear power plants are discussed in this paper. Some improving measures about grouting technology ofbonded P.C. tendons pass are put forward, and a new design method about P.C.tendons pass that could be supervised, adjusted and controlled is presented, as well.Key words: containment pre-stressed system pass filling grease filling cement pastefiber optical sensor[作者简介]蔡江勇,男,1966年生,副教授,国家一级注册结构师。

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