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5 个结果
  • 简介:本研究对象为某核电厂取水泵房基坑。根据设计的开挖支护方案,采用ANSYS有限元数值模拟软件,对边的开挖支护过程进行了仿真数值模拟。模拟结果表明,在采用深搅桩加固、支护桩、预应力锚索等工程措施后,上台和基坑开挖后引起的位移和应力均较小,处于稳定状态。

  • 标签: 边坡 开挖支护 数值模拟 ANSYS
  • 简介:我国某核电厂核岛基坑形状不规则,体形复杂,顶有较大吊装荷载,采用预应力锚索+腰梁进行支护.本文针对边的三维效应,采用三维弹塑性有限元强度折减法计算的稳定性,分析了支护完成后边等效塑性应变区、安全系数、位移分布和主应力分布.结果表明设计与支护满足了工程实际需求,三维强度折减法在复杂分析中具有明显优势.

  • 标签: 强度折减法 吊装荷载 稳定性分析 安全系数
  • 简介:当发生堆芯熔化事故时,压力容器外部冷却是保持压力容器完整性及实现熔融物堆内滞留(In-VesselRetention,简称IVR)的一项重要策略。在高温熔融物的热载荷和内部压力的共同作用下,压力容器外壁面和保温层之间的冷却流道可能发生变形,造成冷却能力的降低,进而威胁到压力容器的完整性。因此,有必要分析IVR条件下压力容器冷却流道变形的影响因素。结果表明,热膨胀是造成冷却流道变形的主要因素。在IVR策略成功的前提下,内压和热流密度对流道变形的影响有限。

  • 标签: 熔融物堆内滞留 外部冷却流道 热膨胀 堆芯熔毁
  • 简介:核电厂薄壁大直径贮水容器储备了大量核电厂生产工艺用水,为各个相关系统提供水源或冷源,其中一些贮水容器是核电厂的安全功能的重要组成部分,贮水容器的水装量及水质对核电厂的安全运行至关重要。国内核电厂近期发生了数起贮水容器负压变形事件,这些事件多是由于水箱在排水过程中进气不足而产生负压超出水箱设计承受能力,同时因对水箱的负压保护失效,最终导致水箱局部变形。本文介绍了核电厂的主要贮水容器,分析了贮水容器负压变形事件的原因,建议核电厂营运单位保证相关贮水容器负压保护设施的设计、安装正确,加强对贮水容器移交时呼吸阀/孔的检查,减少呼吸阀/孔人为封堵的情况,防异物封堵呼吸阀/孔时使用通气性好的材料,合理安排贮水容器排水工作,制定排水工作程序,加强对相关经验信息的反馈。

  • 标签: 薄壁大直径贮水容器 负压变形 经验反馈