核电厂安全壳施工和运行阶段分析

《力学季刊杂志》2016年第一期

摘要：

核反应堆安全壳是确保核电厂安全的关键设施，同时也是防止放射性物质扩散的最后一道屏障．基于法国电力集团(EDF)进行的缩尺比例为1/3的无钢衬里安全壳Benchmark试验模型，应用大型通用有限元软件ABAQUS建立了其有限元模型．有限元模型中混凝土、普通钢筋和预应力筋采用分离式建模；通过在预应力筋单元上加预拉应力的方法考虑了预拉应力的作用．分析了该有限元模型在预应力张拉过程以及0.52MPa的绝对内压下的受力性能，重点研究了模型穹顶和圆柱形筒壁的内外表面在这两种工况下的拉应力分布．分析表明，该安全壳模型在两种工况下基本处于受压状态，拉应力集中的区域是预应力筋分布稀疏或预应力值较小的区域，预应力筋良好的起到了防止混凝土受拉的作用，能够满足设计要求；危险部位是穹顶与环梁连接处、洞口周边、筒壁底部、筒壁和基础底板相接处．安全壳结构的主要用途是包容发生设计基准失水事故产生的辐射物质，同时防御外部灾害的袭击等，具有承受内压并不出现混凝土裂缝的能力．对安全壳再内压荷载下的研究得到了国内外的广泛重视．2001年张新斌等[1]针对第三代预应力混凝土安全壳进行了内压作用下的1:10模型试验，实验表明安全壳在内压荷载下具有足够的安全储备．2002年陈勤等[2]采用空间曲面膜单元模拟预应力筋．同年夏祖讽等[3]采用杆单元模拟预应力筋对先进核电厂安全壳进行了有限元分析；Yonezawa等[4]也采用杆单元进行了类似的分析．2007年张会东等[5]采用正交异性膜单元模拟预应力筋，考虑了预应力随时间的变化，确定了安全壳的内压承载力．同年钱浩等[6]对安全壳再循环地坑滤网进行了应力分析．2009年钱浩等[7]分析了某安全壳的人员闸门，指出了原设计的不足并提出了改进方案．2012年孙锋等[8]应用ANSYS软件中的膜单元模拟预应力筋，分析了安全壳在内压作用的位移、应变情况．本文研究了法国某型双壳压水堆的安全壳结构，采用通用大型有限元软件ABAQUS建立了EDF进行的1/3缩尺比例benchmark试验模型，进行了预应力张拉和0.52MPa的内压荷载下的应力分析，研究了实验模型在这两种工况下的受力性能，以研究其易开裂部位，从而指导设计．

1安全壳Benchmark试验概述

EDF提出的Benchmark试验模型分为內壳和外壳，外壳主要作用是维护和保证安全壳在飞机撞击下的安全，与分析考虑的工况无关，故未考虑外壳．內壳穹顶采用球面形，通过环梁与圆柱形筒壁相连接．筒壁和穹顶均为预应力钢筋混凝土结构．

2安全壳Benchmark模型

本文使用ABAQUS建模，采用混凝土、预应力筋、普通钢筋分离式建模．边界条件为，在模型底部施加固定端，如图2所示．模型加载方式如下：工况1，安全壳内外表面均施加0.1MPa的均布压力，在预应力钢筋上施加扣除了第一批预应力损失的预拉应力，模拟预应力张拉过程．工况2，在工况1的基础上，内表面施加的均布压应力增加到0.52MPa，外表面维持0.1MPa的均布压力，模拟打压试验．

2.1混凝土模型参考文献[9]采用三维八节点减缩单元(C3D8R)模拟混凝土，材料模型采用ABAQUS中的塑性损伤模型，应力应变关系采用我国《混凝土结构设计规范》[10]中建议的单轴应力应变曲线，如图4~5所示．为准确模拟试验，根据实测的不同标高处混凝土材料参数建立混凝土模型，有限元模型见图2．其中，穹顶最高处标高19.80m，环梁顶标高16.65m，筒壁底标高-1.00m，筒壁墙厚0.40m，內壳直径15.40m，穹顶厚0.30m，底板厚2.00m，基础底板厚2.50m，内外壳间距1.80m，几何形状见图1．混凝土单元51560个，六面体单元边长约0.4m。

2.2普通钢筋模型参考文献[9]采用三维两节点桁架单元(T3D2)模拟普通钢筋，材料模型采用两折线理想弹塑性模型，屈服强度为500MPa，弹性模量为200GPa．有限元模型如图3所示．应用ABAQUS中的embedded（嵌入）命令使之与混凝同工作．普通钢筋单元220717个，杆单元长度约0.3m至0.8m．

2.3预应力筋模型预应力筋有四种几何形状，穹顶曲线预应力筋（D组）、穹顶和墙体gamma形预应力筋（G组）、墙体水平环状预应力筋（H组）、墙体竖直预应力筋（V组），几何形状如图4所示．预应力筋张拉方向和锚固位置如下：D组两端张拉，G组穹顶曲线段一端张拉，H组在两个扶壁柱处两端张拉，V组环梁处张拉．预应力筋单元15,770个，杆单元长度约0.68m；预应力筋材料参数见表1预应力筋材料模型采用两折线理想弹塑性模型，参考文献[11]，采用三维两节点桁架单元(T3D2)，应用ABAQUS中embedded（嵌入）命令使之与混凝同工作．应用ABAQUS中的*predefinedfield关键字为预应力单元施加预应力．参考文献[12]，考虑预应力损失，按我国《混凝土结构设计规范》中规定的计算公式计算预应力损失；预应力筋的预应力损失值和实际预应力值延长度变化如图7所示．

3计算结果分析

分别进行了预应力张拉（工况1）和0.52MPa内压打压试验（工况2）的有限元分析．

3.1穹顶计算结果穹顶内外表面两种工况下的最大主应力即最大拉应力云图如图8所示．穹顶预应力筋分布如图9(a)所示．从图8可以发现，穹顶部位在两种工况下的拉应力范围均较小．图8(a)(c)说明内表面几乎全部处于受压状态；由图8(b)可以看出穹顶外表面工况1受拉面积约30%，最大的拉应力为2.099MPa，由图8(d)可以看出穹顶外表面工况2受拉面积5%左右，拉应力小于工况1，未达到混凝土抗拉强度．对比图9(a)可以发现，混凝土拉应力较大的位置恰是两个方向预应力筋交汇的角部，此处预应力筋给混凝土的两个方向的预拉应力不能互相抵消．从以上分析可知，对穹顶而言危险工况是预应力张拉过程，原因为穹顶中为配置普通钢筋，预拉应力可能使外表面拉裂．

3.2筒壁计算结果筒壁拉应力分布如图10、图11所示．筒壁预应力筋拉应力分布如图9(b)(c)所示如图10、11所示，筒壁内表面拉应力区面积在5%左右，外表面拉应力区稍大，在10%左右．工况1最大拉应力为1.718MPa，工况2最大拉应力为2.76MPa，出现在内表面扶壁柱附近和外表面设备洞口两侧，未达到混凝土抗拉强度．工况1内表面筒壁上1/3部分存在条状拉应力带，说明预应力张拉过程中筒壁该部位可能出现裂缝．其他拉应力集中部位是洞口周边和外表面筒壁上侧与环梁想接区域和下侧与底板想接区域．工况2筒壁上部1/3处的条状拉应力带消失；筒壁的拉应力区比工况1的拉应力区有明显增大，增大的区域为内表面洞口上下、外表面洞口两侧和扶壁柱周边以及筒壁上侧与环梁相接的区域和下侧与底板相接的区域．从以上分析可知，对筒壁而言，危险工况为内压工况．3.3筏板计算结果筏板典型剖面拉应力分布见图12．如图12(a)所示，筒壁底部出现斜条状拉应力区，与水平夹角接近45°，最大拉应力2.428MPa，易产生45°斜裂缝．对比图12(a)(b)可知，基础底板中的拉应力分布较广，且筒壁和基础底板相接的部位拉应力较大，最大拉应力分别为1.986MPa，是两种工况下的危险部位．

4结论

结合EDF的benchmark项目，应用通用有限元软件ABAQUS，建立某双壳压水堆核电站安全壳内壳的精细有限元模型，进行了安全壳在预应力张拉和0.52MPa内压荷载工况下的应力分析，得到如下结论：(1)预应力张拉过程中，安全壳的易开裂位置是穹顶四周和环梁相接的部位以及洞口周边．(2)内压荷载下，安全壳易开裂位置是洞口四周、扶壁柱四周和筒壁和基础底板相接的部位．其中扶壁柱两侧拉应力凸出，但设计中未见加强，建议设计时也应在扶壁柱两侧配置加强钢筋．(3)其他拉应力主要出现在预应力筋分布较少的区域，在这些区域配置加强钢筋是极其必要的．(4)安全壳基本处于受压状态，说明预应力筋未消压，安全壳的设计是合理的，安全壳在计算工况下可以认为是安全的．

作者：王恒 郭全全 单位：北京航空航天大学 交通科学与工程学院