核电站安全壳锚固区局部应力研究
安全壳的预应力孔道设计研究
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。
核电站安全壳预应力损失初步计算
成 120ʎ 锚固于环梁段上， 每组 58 束， 共 174 束， 单束张拉力 约 4000KN。 二、 理论分析及计算原则 预应力损失指的是在预应力构件的施工及使用过程中， 预应力筋的张拉应力由于张拉工艺和材料特性等原因而不 断降低的现象。预应力损失的大小影响建立的有效预应力 的大小， 进而影响整个构件乃至整个结构的性能 。 预应力混 凝土结构或构件中的预压应力是通过张拉预应力钢筋实现的。 在预应力损失值的计算原则方面， 各国规范基本一致， 均采用分项计算然后叠加以求得总损失 。 全部损失由两部 分组成， 即瞬时损失和长期损失 。 瞬时损失指的是施加预应 力时短时间内完成的损失， 包括锚具变形和钢筋滑移 、 混凝 $ result = mysql_query（ $ query） ； while（ $ rows = mysql_fetch_array（ $ result） ） ｛ echo " id 为： " ． $ rows［ id］ ； echo " name 为： " ． $ rows［ name］ ； echo " ＜ br ＞ n" ； … echo " address 为： " ． $ rows［ address］ ； echo " ＜ p ＞ n" ； ｝ mysql_free_result（ $ result） ； 四、 结语 通过本文介绍的学生半工半读管理系统的使用， 学院、 企业能够方便、 快捷的登陆系统进行学生工作信息的了解， 既可以实时了解学生工作情况， 又能为加强学生工作期间的 管理提供帮助。 【参考文献】 1． 胡秀锦． 工学结合、 半工半读中的教学管理机制与策略研 J］ ． 职业技术教育， 2009 究［ 2． 李兴锋， ． 王移芝 基于 JSP 的 Web 动态数据库交互技术的 J］ ． 计算机应用与软件， 2005 探讨［ 3． 丁烨， ． 现代 蒋外文． 基于动态数据库设计模式的方法［J］ 2006 计算机，
核电站安全壳预应力束损失与伸长量计算方法
核电站安全壳预应力束损失与伸长量计算方法王洪良【摘要】以某核电站工程为例,对其混凝土安全壳预应力束形状进行了描述,分别介绍了环向标准预应力钢束和绕贯穿件预应力束的应力损失及伸长量,并对计算结果进行评价,得出了关于预应力束应力损失和伸长量的规律.【期刊名称】《山西建筑》【年(卷),期】2010(036)011【总页数】3页(P79-81)【关键词】安全壳;预应力束;应力损失;伸长量【作者】王洪良【作者单位】上海核工程研究设计院,上海,200233【正文语种】中文【中图分类】TU378.71 安全壳预应力束形状的描述某核电站混凝土安全壳由外径39 m圆柱筒壁和部分球壳的穹顶组成,混凝土壁厚1 m。
筒壁中分布着竖向的预应力束和环向水平束,互相垂直分布。
在0°,120°,240°有加厚壁柱,作为张拉端与锚固用。
环向束展开角为240°,互相搭接120°。
筒壁上有许多竖向束和环向束因绕开安全壳上贯穿件,形状不规则。
比如环向束,绕安全壳中心是圆弧,绕贯穿件也是分段圆弧。
立体的看就是根空间曲线(见图1),环向束全长80多米,较一般预应力结构钢束要长很多,预应力损失的控制很重要。
2 环向标准预应力钢束损失与伸长量环向布置的中间没有绕开贯穿件的预应力钢束,简称环向标准束,全长82.020 m,展开角240°。
环向标准束在两端壁柱部分为直线段,其余均为半径18.72 m的圆弧线段。
计算施工伸长量时,只考虑取张拉时的预应力损失,混凝土徐变和锚具回弹不考虑。
钢束张拉分6级两端同时张拉,最后一级两端的控制应力决定预应力应力图见图2。
由于预应力束的几何对称性与受力的对称性,取一半计算,预应力束为19×7×Ф5预应力钢绞线,控制应力σcon=1 328 N/mm2,应力分布图见图3,摩擦系数为0.17。
安全壳环向标准钢束伸长量,按直线段与圆弧段分别计算。
秦山核电厂工程预应力混凝土安全壳的结构研究和设计
秦山核电厂工程预应力混凝土安全壳的结构研究和设计
夏祖讽;徐永志;王天真;吴际杓
【期刊名称】《结构工程师》
【年(卷),期】1992(000)0Z1
【摘要】本文针对秦山核电厂工程预应力混凝土安全壳,介绍了其设计标准、结构设计分析方法和构造措施,还介绍了对安全壳进行整体性试验得到的结果。
本文内容翔实,可供有关设计研究人员参考。
【总页数】8页(P77-83,69)
【作者】夏祖讽;徐永志;王天真;吴际杓
【作者单位】上海核工程研究设计院;上海核工程研究设计院
【正文语种】中文
【中图分类】TU3
【相关文献】
1.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 [J], 谭效时;李晓伟;李笑天;何树延
2.浅析秦山第二核电厂事故情况下安全壳消氢 [J], 王超;要巍
3.秦山核电厂预应力安全壳的结构设计 [J], 夏祖讽;王天真
4.秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析 [J], 邓坚;曹学武
5.安全壳泄漏率在线监测系统在秦山第二核电厂的应用及改进 [J], 王海卫;时朝杰;杨刚;陈灿;郭向利;蒋翔;张晖
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核电站安全壳人员闸门应力分析--结构改进及其规律
核电站安全壳人员闸门应力分析--结构改进及其规律钱浩;贺寅彪;张明;邓晶晶【期刊名称】《力学季刊》【年(卷),期】2009()4【摘要】安全壳是核电站防止放射性物质外泄的重要屏障,也是最后一道屏障。
本文对某在建核电站安全壳重要贯穿件人员闸门进行了在自重、压力载荷下的静态分析、模态分析、地震载荷下的分析和屈曲分析。
事故工况下温度载荷对设备的影响采用了简化弹塑性分析的方法。
对设备在各使用限制条件下的应力进行了载荷组合与评定,结果显示,设备原设计无法承受核电站严重事故下的压力载荷。
为此,作者提出了结构修改方案及其受力规律。
经改进的结构的应力分析和评定结果表明,修改设计后的人员闸门满足ASME B&PVC第Ⅲ卷的规范要求。
论文也指出了原设计不满足ASME规范的结构方面的原因和历史、法规方面的原因,得到了安全壳贯穿件设备设计需关注的力学问题。
【总页数】7页(P638-644)【关键词】结构完整性分析;人员闸门;简化弹塑性分析;结构改进与优化【作者】钱浩;贺寅彪;张明;邓晶晶【作者单位】工程设备所,上海核工程研究设计院,上海200233【正文语种】中文【中图分类】TL364.3;O34【相关文献】1.核电站安全壳混凝土结构长期预应力预测模型初步研究 [J], 廖开星;李毅;孔祥龙;汤志杰;遆文新2.田湾核电站内安全壳结构预应力钢束摩擦试验 [J], 杨振勋3.大体积混凝土(核电站安全壳)预应力损失分析 [J], 泮忠元;王社良4.核电站安全壳预应力施工变形分析及实时监控 [J], 李志鹏;张晋元5.浮式核电站的堆舱安全壳舱段温度场和温度应力分析 [J], 袁奕; 董问; 张正艺; 解德因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
某核电站安全壳锚固区性能优化研究
５０ Ｅ ｌｏ Ｐ ’ ７ ：９ Ｇ ａ泊松 比 ： ３ ｏ Ｅ ３． Ｐ， ＝４ Ｇ ａ泊松比为 ＝ ． ５ ０１ ７
为优化锚具结构和降低成本提供理论依据。
Ｃ０ ５
１ 工 程 概 况
由于福岛核电站事故的发生 ，使得国内对核
电安 全壳 的结构 设计 更为谨 慎 与重视 。某核 电工 程 采用 双层安 全壳 ，在 内层 安全 壳采 用预应 力锚 固体 系 ，外层 安全 壳为普 通 的钢 筋混凝 土结 构 。
累试 验经 验加 以验证 。
定必须达到 １０ ０ ％时才允许张拉 。现代的混凝土 几乎都掺有早强剂 ，从０ ５ ｕ 到１ Ｌ． ． Ｌｋ ８ ． 可能只 ｏ ｋ 有 一两 天 的时 间 ，这项 试验 的时 间安 排及对 凡 的 要求 ，宜从当前隋况出发。棱柱体试件混凝土强 度 如超 过规定 怎么办 ？作废 或适度 宽限 ，对试验 值如何修正？ （ ） ３ 棱柱体下半部不必要求符合Ｇ ５ ０ ０ Ｂ ０ １ 正截 面受压承 载力验算 。本 试验要 求 的是 破坏 阶 段值 ，而上述设计规程要求的是设计值。棱柱体 截 面积 不 可 能 随 意增 加 ，混 凝 土 标 号 也不 能提
种锚垫板皆为整体铸造锚垫板 ，其构造如图ｌ 所
示 。采用 Ｓ ＬＤ ５ Ｏ Ｉ６单元 模拟 混凝 土 ，Ｓ ＬＤ１５ Ｏ Ｉ ８单
元模拟锚垫板 ，ＰＰ １单元模拟钢筋 ；根据对称 ＩＥ ６ 情况建立 四分之一模 型 ，在对称面施加对称约
束 ，远端地面施加支撑约束。整体结构有限元模
型 如 图２ 所示 。
础 上进行模型优化 ，并通过 对优化前 后进行三维应 力 分析 ，为施工单位正确选 择锚 固体系提供依据。
２ 有 限 元 模 型 应 力 分析 与 比较
核电站安全壳预应力束损失与伸长量计算方法
原框架 梁的作用 ， 因此在设计 中托梁 和相邻梁 加固时均采 取闭合
箍 ， 点 处 理 及 截 面 形 式 见 图 ２ 图 ３ 节 ， 。
１ 通过对炼钢厂 原中控楼托梁截柱 的改造 ， ） 使原有建筑 物在 能保证 结构使用 安全的前提下 ， 满足生产工 艺要求 。托梁截柱 与 传 统的拆除再建相 比 ， 具有对原有结 构影响较小 ， 工期相对较短 ，
过 ， 结 构 胶 或 细 石 混 凝 土 填 实 。托 梁 Ｔ ２ １ ７ ８ｍ 层 的 位 置 参 考 文 献 ： 用 Ｌ — 在 ． 与原 旧框 架 梁 重 叠 且 不 能 拆 除 ， 能 将 原 框 架 梁 包 裹 在 托 梁 内 。 ［ ］ Ｇ ０ ０ —０ ２ 建 筑结构荷 栽规 范［ ］ 只 １ Ｂ５ ０ ９２ ０ ， Ｓ．
中 图分 类 号 ： Ｕ ７ ． Ｔ ３８７ 文献标识码 ： Ａ
１ 安 全壳预 应 力束 形 状的描 述
环 向布置的 中间没有绕开 贯穿 件的预应力钢束 ， 简称环 向标
全长 ８ ．２ 展开角 ２ ０ 。环 向标准束在 两端壁柱 部分 ２ ０ ０ｍ， ４。 某核 电站混凝土安全壳 由外径 ３ 圆柱筒壁 和部 分球壳 的 准束 ， ９ｍ 为直线段 ， 其余均为半径 １ ．２ｍ 的圆弧线段 。计算施 工伸长量 ８７ 穹顶组成 ， 混凝 土壁厚 １ｍ。筒壁 中分 布着竖 向的预应 力束 和环 时， 只考虑取张拉时 的预应力 损失 ， 混凝 土徐 变和锚 具 回弹不考 向水平束 ， 互相垂直分布。在 ０ ，２ 。２０有加厚壁柱 ， 。１ ０，４ 。 作为 张拉 虑 。钢束张拉分 ６级两端 同时 张拉 ， 最后 一级两端 的控 制应力决 端与锚 固用 。环 向柬展开角为 ２ ０ ， ４ 。互相搭接 １ ０。筒壁上有 许 ２。 定预应力应力 图见 图 ２ 。由于预应力束 的几何对称性与受力 的对 多竖 向束和环 向束 因绕开安全 壳上贯穿件 ， 形状不 规则 。比如环 取一半计算 ， 预应力束为 １ ×７× 预应力钢绞线 ， ９ 控制应 向束 ， 安全壳 中心是 圆弧 ， 贯穿件 也是分 段圆 弧。立 体 的看 称性 ， 绕 绕 就是根空间 曲线 （ 图 １ ， 向束 全长 ８ 米 ， 一般 预应力结 见 ）环 ０多 较
核电站安全壳预应力施工变形分析及实时监控
核电站安全壳预应力施工变形分析及实时监控摘要：电站安全壳是核电站的标志性建筑物，核蒸汽供应系统的所有设备均安装其内．燃料转运装置为关键部件，其安装精度要求十分严格，同时燃料转运装置的安装为关键路径，无法延期进行而核电站安全壳预应力施工会引起筒体变形，进而影响燃料转运装置的安装精度．为分析其影响，本文采用ANSYS有限元分析软件对穹顶预应力张拉引起的筒体变形进行数值模拟，同时在现场设置检测点位进行实际变形量的监测，实时监测筒体的变形．研究表明：安全壳穹顶预应力施工引起的筒体变形不会对核电站燃料转运装置的安装产生影响，可以先进行燃料转运装置的安装，保证工期，再进行安全壳穹顶预应力的施工，以避开冬期施工．关键词：核电站；安全壳；预应力施工变形；实时监控1、前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．2、核电站安全壳简体变形数值分析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。
核电站安全壳是核电站的标志性建筑物，核蒸汽供应系统的所有设备(如压力容器、蒸汽发生器、燃料转运装置等)均安装其内．安全壳一般为圆柱形筒体、圆形筏基、顶部为椭球形穹顶的钢筋混凝土结构．由于在LOKA事故(核泄漏)工况下，该混凝土结构中存在较大的拉应力，若采用普通钢筋混凝土无法满足抗裂的要求，必须借助预应力}昆凝土技术才能得以实现．我国自主知识产权的CPRl000安全壳预应力体系是采用法国FREYSSINET公司系列后张拉群锚体系．该种预应力技术已经在我国南方地区建造的核电站广泛应用，如：大亚湾核电站、岭澳核电站、阳江核电站、宁德核电站等．然而在我国北方地区建造的首台核电站一红沿河核电站(以下简称核电站)应用该技术时却遇到了挑战．由于堆型相同，该核电站施工进度计划是参照广东大亚湾核电站施工进度计划编制的，未充分考虑大连地区由于冬季温度较低对预应力施工造成的影响．按照项目部制定的进度计划，该核电站安全壳穹顶预应力施工，将在温度较低的环境中进行．而我国《混凝土结构工程施工规范》(GB 50666--201 1)中规定：当工程所处环境低于一15℃时，不宜进行预应力筋张拉；当工程所处环境高于35℃或连续5 a平均温度低于5℃时，不宜进行灌浆施工。
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）。
核电站安全壳锚具荷载传递性能试验研究
核电站安全壳锚具荷载传递性能试验研究
桂志光;朱万旭;陶利
【期刊名称】《广西工学院学报》
【年(卷),期】2010(021)002
【摘要】针对核电站安全壳大吨位钢索张拉的结构安全性,用荷载传递性能试验的方法,研究了配置OVM15R-37K核电站安全壳专用锚垫板的预应力混凝土锚固区传力性能,包括极限荷载、应变值和裂缝宽度等,并进行了相关数据分析.试验和分析结果表明,试件的极限荷载均能达到1.2Fpk;封闭网格钢筋的合理配置可提高试件开裂荷载并有效控制劈裂裂缝宽度;张拉过程中锚具本身的应力低于材料的屈服应力.【总页数】4页(P65-68)
【作者】桂志光;朱万旭;陶利
【作者单位】广西工学院,土木建筑工程系,广西,柳州,545006;柳州OVM机械股份有限公司,广西,柳州,545005;广西工学院,土木建筑工程系,广西,柳州,545006
【正文语种】中文
【中图分类】TU375.2
【相关文献】
1.常规装药爆炸荷载作用下核电站安全壳的动力响应分析 [J], 王天运;任辉启;刘立胜
2.核电站安全壳性能试验设计 [J], 李建伟
3.核电站安全壳性能试验设计 [J], 李建伟
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5.内压荷载下EPR核电站安全壳非线性有限元分析 [J], 林树潮;郭雪源;周一君;韩建强
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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
某三代核电站预应力混凝土安全壳结构在高温高压下极限承载力分析研究
某三代核电站预应力混凝土安全壳结构在高温高压下极限承载力分析研究发布时间：2021-04-02T07:21:34.378Z 来源：《建筑学研究前沿》2021年1期作者：姚迪张春龙[导读] 安全壳最为核电站的最后一道屏障，对其安全性的研究一直是核能行业的关注焦点。
中国核电工程有限公司北京 100840摘要：本文以我国自主设计的某三代核电站预应力混凝土安全壳结构在高温高压下的极限承载力研究分析为背景，基于大型通用有限元软件ABAQUS，建立了更加真实完善的安全壳结构模型，并在此基础上分析了高温和高压双重因素影响下安全壳结构的破坏过程，并依据法国核安全机构（IRSN）对安全壳结构极限承载力的研究结论，对我国某三代核站的安全壳极限承载力进行了分析判断。
关键词：预应力混凝土安全壳；高温高压；极限承载力；Ultimate bearing capacity analysis of prestressed concrete containment under high temperature and pressure for a third-generation nuclear power plantAbstract：This paper is background of ultimate bearing capacity analysis of prestressed concrete containment under high temperature and pressure for a third-generation nuclear power plant，used the large general finite element software ABAQUS，established a finer containment structure model，base on the analysis of coupling influence of high temperature and pressure containment structure failure process，according to the French nuclear safety agency（IRSN）on the ultimate bearing capacity of the containment structure research conclusion，the limit bearing capacity of the third-generation nuclear power plant containment is analyzed.Keywoeds：Prestressed concrete containment；High temperature and pressure；Ultimate bearing capacity；1 概述在我国自主设计的三代压水堆核电站中，预应力混凝土安全壳结构主要包括：混凝土安全壳、钢衬里、普通受力钢筋和预应力钢束，四部分组成。
新型核电站安全壳预应力制浆技术
新型核电站安全壳预应力制浆技术摘要：“华龙一号”核电是我国具有完全自主知识产权的三代核电技术新堆型，采用双壳结构，内壳为预应力钢筋混凝土结构。
由于采用后张法施工，预应力施工容错率低，尤其灌浆后不可逆。
本文通过鉴定试验、验收试验、全尺寸灌浆试验，对“华龙一号”核电预应力制浆技术进行研究，针对全尺寸灌浆试验时产生的质量问题进行分析，解决因浆体原因造成的质量问题。
关键词：预应力倒U形钢束全尺寸试验引言福清核电5号机组为“华龙一号”首堆，安全壳在土建施工项目中核安全等级最高，有粘结后张法预应力技术是安全壳施工的关键技术之一。
水泥浆的作用是使钢绞线与混凝土构件形成整体，并形成整体锚固，使钢绞线处于混凝土的碱性环境中，隔绝空气，防止氧化、锈蚀。
因此，浆体的质量及灌浆技术在预应力施工中至关重要。
1.工程概况安全壳预应力系统分为经筒体、穹顶并锚固于底板上的倒U形钢束和锚固在扶壁柱上呈360°环向布置的水平钢束，其中倒U形钢束共94束，筒体水平钢束共106束。
预应力张拉完成后，需在管道内灌注水泥浆，水平管道每根需灌注水泥浆1.8m³，倒U型管道每根需灌注水泥浆2.2m³。
现场采用分离制浆技术，即在后台制浆车间进行制浆，然后用罐车运输至施工现场进行灌浆。
2水泥浆材料2.1 水泥水泥采用辽宁抚顺水泥股份有限公司生产的PI 42.5级硅酸盐水泥，且必须符合相关国家规定及以下附加要求：氯离子最大含量为0.02%。
表1：水泥常规检测项目2.2 拌合水浆体拌合水和降温用冰均采用淡水厂所生产的水。
表3：水常规检测项目2.3 安全壳预应力水泥浆灌浆剂（缓凝型）、膨胀剂缓凝剂采用浙江五龙新材股份有限公司生产的灌浆剂（缓凝型）。
膨胀剂采用经过水泥浆鉴定试验、水泥浆验收试验合格的西卡（中国）建筑材料有限公司生产的Intraplast-Z 型膨胀剂。
2.4 水泥浆有害成分水泥浆体中氯离子的含量不得超过水泥浆重量的0.015%，硫酸根离子含量不得超过0.025%（水泥成分中的硫酸盐以硫的三氧化物不需考虑）,水泥浆中有硫化物的硫离子含量不超过0.0002%。
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。
核电厂安全壳预应力摩擦及锚固损失分析
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
核电站安全壳大吨位预应力系统锚固件组装施工工法
核电站安全壳大吨位预应力系统锚固件组装施工工法一、前言核电站是我国重要的能源工程，其安全性对国家的能源安全和人民生命财产安全都有着重大的影响。
核电站的安全壳是能够保护核反应堆安全的一个关键部件，而安全壳大吨位预应力系统锚固件组装施工工法则是安全壳施工过程中不可或缺的环节。
二、工法特点安全壳大吨位预应力系统锚固件组装施工工法是一种钢筋混凝土构筑物的特殊施工工法，采用了大吨位预应力系统，以达到施工要求。
该工法主要特点有以下几点：1. 采用大吨位预应力系统进行施工，具有较高的承载能力和安全性。
2. 采用定制化的锚固件组装，可以满足施工的各种要求。
3. 该工法可适用于各种规模、结构的安全壳的建设。
4. 采用先进的数控技术进行施工，施工效率较高。
5. 该工法具有较高的施工精度和可靠性，可以保证施工质量。
三、适应范围安全壳大吨位预应力系统锚固件组装施工工法适用于各种规模、结构的安全壳的建设，特别是适用于大型的核电站工程。
四、工艺原理该工法主要采用数控钻床、数控加工中心、预应力加压机等先进设备进行施工，从而实现安全壳大吨位预应力系统锚固件组装施工工法的实际应用。
（1）预处理工艺在施工前需要对安全壳进行处理，包括清洗、理顺、喷砂等工序，以确保安全壳外表面的平整度、粗糙度、质量等。
（2）位移测量及调整根据吨位计算和预设参数制定施工方案，进行位移测量，必要时进行调整。
（3）钻孔采用数控钻床按设计要求钻孔，到达预设静载条件。
（4）加注灌浆料在钻孔的位置上进行加注浆料，使其填充孔洞并且上升至顶部，以增加固定性。
（5）按预留标高放置锚固件、接头等附件。
安装锚固件、接头等附件。
（6）预应力加压预应力加压是本工法的关键环节，可以有效地保证施工的可靠性和稳定性。
根据设计参数，选择合适的预应力加压机加压并固定锚固件。
五、施工工艺 1. 预处理工艺：对安全壳进行清洗、理顺、喷砂等处理，确保表面平整度、粗糙度、质量等符合要求。
2. 位移测量及调整：根据预设参数制定施工方案，对位移进行测量并进行必要的调整。
核电厂安全壳预应力锚具静载试验
２试验方案
２ １试验 用标准 ．
试验 的 目的是检 验欧维姆 核 电系列 锚具在模
用 １４ ４ 束钢 束 ，每 束为 ３股 钢绞 线 ，采用 一端 张 ６
拉 的施工 方式 ，个 别 曲率 较大 的钢 束采用 另一端
拟实 际工况 的条件下 ，与不 同钢绞线组 成组装件
进行静 载试验 ，验证试 验是否满 足方 家 山 、福清
静载试 验按 国标 上 的最 高要 求Ｆ Ｐ ９ ３《 Ｉ １ ９ 后 张预应 力体 系验收建议 》进行 ，其 中锚 具效率系 数 按 以下公 式计算 ：
＝
西新华金属 制品有限责任公 司生产 的钢绞 线母 材
实测 极 限拉 力 为２ ６２ Ｎ；江阴华 新钢 缆有 限公 ６ ．ｋ 司生 产 的钢绞线 母材 实测 极 限拉 力 为２ ７８ Ｎ。 ９ ．ｋ 两种 钢绞线母 材实测 极 限拉 力都满 足大 于２ ５ Ｎ ６ｋ 的要求 ，但 两者强度相 差很 大 ，相对应 的抗拉强
补 张拉 ，其 中包 括灌 油束４ 束用 于 预应力 系统 在
核 电项 目技术 规格 书 《 安全壳 预应力 系统锚 固系
《 预左 技 末》 ∞９ ６ 第７期 ２ 年第 期总 ７
统 》中的相关条文要求 。静 载试 验 的主要 要求是 锚具效 率系数 ≥０９ ，延伸率 ≥２ ． ５ ％。
保锚具具 有可靠 的锚 固性 能 ，我公 司对锚 具进行 了大量 的试验研 究 ，在 各项试 验 中，静 载试验是 最重要 、要求 最高 的一 项试验 ，本文对 静载试验
型特殊 预应力工 程 ，但在 核 电领域 内 ，预应 力产
品一直被 国外公 司垄断 ，这主要是 因为过去 国内 预应力企 业 的产 品在性能 上 、质量 控制等方 方面
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发表时间：2018-01-30T15:42:26.187Z 来源：《防护工程》2017年第27期作者：杨仲远[导读] 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。
连云港金辰实业有限公司江苏连云港 222000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。
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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
研究争折
《 预左 技术 》 ｏｏ 第１ 第 ８ ２１年 期总 ７期
核 电站 安全壳锚 固区局部应 力研 究
桂 志 光
（ Ｉ广西工学院土木建筑系 柳州
朱 万旭
陶 利
付
委
柳州 ５ ５０ ４ ０５）
５ ５０ ２柳州 欧维姆机械股份有 限公 司 ４０６
摘 要： 针对核电站安全壳大吨位钢索张拉的结构安全性 ，用三维有限元 方法建立考虑锚具、网格钢筋 以及 孔道影响的精细分析计算模型 ，研究 了锚固区混凝土的主应力分布状况 以及传递机理 ，结合锚 固区混凝土 局部承压应力分布规律 ，为优化锚具结构和降低成本提供理论依据 。研究结果表明 ，用网格 筋代替螺旋筋 可 以提高试件开裂承载力并可 以有效地控制劈 裂裂缝 的开展 ；张拉过程 中锚具 本身的应 力低 于材料的屈服
根 据 具 体 工 程 设 计 需 要 ， 除 竖 向 选 用
Ｏ Ｍ１ Ｒ ３ 型锚具 ，水平环 向 、穹顶等选用 Ｖ ５ 一７
Ｏ Ｍ１Ｒ １型锚具 。本项 目着 重利用计算机有 限 Ｖ ５ 一９
研筅分析
ＰＲ ＳＴ Ｅ ＲＥ Ｓ Ｔ ＣＨ Ｓ Ｅ ＮＯＬ ＯＧ Ｙ
《 ｊ 技 末 》 ０ｏ 第１ 予左 ２１年 期总第７ ８ 期
根据 核 电站对 锚具的特殊 要求 ，本项 目采用 国内最 为著名 的预应 力锚 固体 系 一 Ｏ Ｍ锚 固体 Ｖ
系 中的Ｏ Ｍ１Ｒ Ｖ ５ 系列 ，引用 了国际ＦＰ ３ Ｉ９ 规范 、国 标 Ｇ ／ １ ３ ０ ２ ０ 及 核行 业 标准 Ｅ ／ ９ ６ ９ 、 ＢＴ ４ ７ — ０ ０ ＪＴ ２ — ５
×１２ ×１ ０ ｍｍ ６ ０×６ ０×１０ ｍ ０ ８０ 和 ０ １ ０ ２ ０ ｍ建立 混 凝 土模 型 ，锚 固 区的远端按 固结 条件处 理 ，锚 垫板 和喇 叭 口与 混凝土 之 间 ，采用 接触处 理 ，摩擦 系
应力 ；锚垫板下侧的拉裂破坏是可能导致核电站安全壳专用锚具在钢索张拉过程中损 伤的主要破损类 型。
关 键 词 ： 电站 安 全壳 核 锚固区 局部承压 有 限元 分 析
核 电站安全壳 预应力锚 固体 系 ，由于要 求 可 靠度非常严格 ，在２ ０ 年之前 国内均采用 国外产 ０８ 品。随着我 国核 电站建设 规模 的扩 大 ，迫切 希望
弯管灌浆组件
表１
锚具技术参数
元分析技术 ，对具体的安全壳混凝 土锚 固区进行分
析 ，找出锚具 的受力薄弱环节 ，以指导产 品优化 。
２ 有 限元 模 型 与计 算 结 果 分 析
本文采 用 大型商 用软件 Ａ Ｓ Ｓ 立锚下 应 力 Ｎ Ｙ建
分析 的有 限元 计算 模 型。为 了在不影 响模 型 的总 体 受 力的前 提下减 少计算 单 元的数 目，本模 型 中 锚 垫板 的有 些 圆角 未建模 ，根 据结构 的对 称性 取 模 型 的 １８ 行计 算 分 析 。锚 垫 板 按实 际尺 寸 建 ／进 模 ，３束和 １束钢 绞线锚 固区混凝 土分别 按 １２ ７ ９ １０
２ ０ ，分 三层 三个 方 向分别 布 置在外 穹 顶 内 ， ０束 钢 束 的两 侧锚 固在环 梁 的外 侧 。
壳 为预应力钢筋砼 简体结 构 ．是核 电站 防止 核辐
射扩散 的第三道 、也是最后 一道屏 障 ，预应力分
别施加 在简体 的环 向 、竖 向和穹顶部 ，结构预应
力的施加 与持续有 效性直接影 响着核 电站的核安
如图１ 所示 ，Ｏ Ｍ１Ｒ Ｖ ５ 系列锚 具 由工作锚板 、
工作 夹 片 、锚 垫板 、锚 具密封 罩组成 。锚 具通过 工作 夹片与工 作锚板锥 形孑 的楔 形作用夹持住 钢 Ｌ
征 ，从 而得到确保锚 同区安全 锚 固体 系产 品。将 有 限元分 析方法用 于核 电站安全 壳锚 固区计算 ， 验 算 国产 锚具 的安全裕度 ，在 国内尚属首 次 。
Ｅ／９ ８ ９ Ｊ ９ — ６。 Ｔ
全性与 防止 核扩散 的可能性 。为确保核 电站安全 壳 预应力锚 固区 的安全性 、可靠性 ，本文 以某核
电站安全壳简体 的环 向 、竖 向和穹 顶部锚 固区为 研究对 象 ，用精 细的 三维 有限元计算模 型 ，分析 采用 国产锚具体 系的钢筋砼 简体结构 在大 吨位 钢 索 张拉 过 程 中锚 圃 区混 凝 土 的应 力应 变 分 布特