第三代核电站(EPR)安全壳结构施工关键技术研究

广东台山核电站采用的EPR（European pressurized water reactor）第三代核电技术在我国首次应用，很多建造技术直接引入，尚有许多关键技术没有实现自主化。因此，需要对国内外已采用的先进技术进行消化、吸收和再创造，形成具有我国自主知识产权的EPR核电站施工技术。为此本项目针对核电站安全壳的部分关键施工技术问题开展了系统研究并取得了相应的重要研究成果，主要体现在以下几个方面： 1. 数值再现了钢衬里穹顶安装过程，对结构的焊接残余应力、温度作用和吊装过程进行了分析。系统进行了钢衬里穹顶理想结构和考虑初始几何缺陷结构的稳定性全过程分析，得到了结构的荷载-位移全过程曲线，揭示了结构失稳机理，提出了结构稳定承载力计算公式。 2. 基于生死单元和重叠单元技术，实现了不同混凝土浇筑工序下钢衬里穹顶时变力学性能数值模拟，提出了合理的混凝土浇筑方案。 3. 系统进行了钢衬里-混凝土穹顶大型复杂组合结构稳定性全过程分析，得到了裂缝发展规律，揭示了结构失效机理，掌握了钢板厚度、加劲肋截面尺寸、混凝土强度对结构稳定性能的影响规律。 4. 基于多向三维空间建模技术和分块建模方法，精确建立了包含270根复杂空间线型预应力钢筋的大型复杂预应力安全壳模型，实现了安全壳预应力施工全过程的时变力学性能数值模拟，再现了不同张拉工序下结构力学响应，提出了合理的预应力施工方案，给出了安全壳结构的预应力损失预测。 5. 实现了安全壳全尺寸结构施工阶段力学性能模拟，对比实测数据，验证了施工模拟方法可靠性。给出了美国桑迪亚实验室1:4预应力安全壳内压破坏试验模拟，验证了事故内压模拟方法可靠性。系统进行了安全壳内压破坏分析和抗震性能分析，获得了结构内压破坏规律和抗震性能。 6. 为提高安全壳混凝土工作性、耐久性和力学性能，通过大量试验试配出可工程应用的常温养护超高性能混凝土，基于试验结果，对采用超高性能混凝土的安全壳结构进行了预应力施工时变力学性能分析，结果表明安全壳的力学性能和安全储备得到了提高。 2100433B

第三代核电站(EPR)的内安全壳为带有钢衬里的预应力混凝土结构，本项目围绕第三代核电站安全壳结构施工关键技术进行研究。主要内容包括：(1)研究分析钢衬里穹顶在安装过程中由焊接残余应力、温度及吊装过程引起的安装误差，提出合理控制措施，并得到钢衬里穹顶的初始缺陷，进行考虑初始缺陷的薄板钢衬里穹顶施工稳定性能分析，研究不同混凝土浇筑工序对钢衬里穹顶施工稳定性能的影响。(2)根据混凝土浇筑工序和混凝土材料性能时变特点，分析不同浇筑工序下钢衬里混凝土穹顶的稳定性能及其变化特点，确定合理的混凝土后续浇筑方案。(3)针对第三代核电站(EPR)安全壳结构采用的新型预应力体系，进行预应力施加全过程时变安全壳力学性能分析及预应力损失分析，获得合理的预应力张拉施工方案和预应力损失控制措施。(4)进行一个第三代安全壳缩尺模型试验，验证安全壳施工阶段力学性能数值模拟的可靠性。

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安全壳喷淋系统用于在失水事故和安全壳内主蒸汽管道破裂事故后降低安全壳内的峰值压力和温度以防止安全壳超压的系统。它是压水堆核电厂中的专设安全设施之一。

中文名称

安全壳喷淋系统

英文名称

containment spray system

定　　义

在核电厂安全壳内发生失水事故或主蒸汽管道破裂时，向安全壳内喷出含硼水，限制安全壳内压力急剧增加和缩短高压持续时间、降低峰值压力和温度以防止安全壳超压失效的系统。

应用学科

电力（一级学科），核电（二级学科）