摘要：AP1000核电项目中采用有限元分析的方法得到预埋板的承载力,并且在分析中需考虑混凝土对预埋件的影响。本文对混凝土和预埋件之间的相互作用进行研究,基于半空间体在均布压力作用下任意点变形的弹性计算理论,结合美国核安全混凝土设计规范ACI 349锚固计算方法,推导出了预埋板和混凝土两者之间的相互作用关系系数,为AP1000核电项目预埋板有限元分析参数的取值提供了重要的理论依据。

摘要：模块化设计和建造方法是AP1000第三代核电厂特点之一,但同时也面临着大型模块的吊装挑战。本文基于ANSYS大型有限元计算软件,对AP1000核电厂中大型结构模块CA01进行了吊装工况下的有限元分析,计算了结构的应力和变形,并对构件进行了规范验算。计算结果表明,在合理设置临时支撑的情况下,CA01模块能够安全吊装就位,为大型结构模块的顺利吊装提供强有力的理论支撑。

摘要：国内核安全有关混凝土结构设计规范尚未形成完善的体系,多数核电厂参照美国ACI规范或欧标规范进行结构设计。基于CAP1000及CAP1400核电厂结构设计,对比研究了美国(ACI 349)《核安全有关混凝土结构设计规范》与中国(GB 50010)《混凝土结构设计规范》及(NB/T20012)《压水堆核电厂核安全有关的混凝土结构设计要求》在混凝土构件承载力设计上的异同,并就构件抗压、抗弯、抗剪、抗拉等的安全裕度进行了对比。研究表明:中美规范在构件抗压、抗拉、纯弯及拉弯设计中承载力安全裕度基本相当,但在构件抗剪、压弯设计中,按GB 50010及NB/T20012设计的承载力安全裕度低于ACI 349规范,故提出了调整建议。

摘要：建立了某工业核电站设备模块的有限元模型,通过在有限元模型中模拟几种不同支承边界条件,对比说明不同的简化假定能够得到不同的计算结果。通过建立普通预埋件的模型,变换各种边界假定以及根据不同的规范进行计算,对比得出最优的简化计算方法。

摘要：钢筋锚固板为锚固板与钢筋构成的组件。基于ANSYS探讨了钢筋锚固板的受力机理;对比了中美规范对带钢筋锚固板锚固长度的相关规定,推导出了锚固长度建议公式;统计某核电厂核岛辅助厂房与屏蔽厂房拉筋材料用量,研究了采用钢筋锚固板替代普通弯钩的经济性及可行性。研究表明:在工程结构中采用钢筋锚固板代替弯钩完全可行,且具有良好的安全性和经济性,可在工程建设中推广应用。

摘要：借助工业电站厂房中典型楼梯梁的设计计算,介绍了美国钢结构规范ASD9、LRFD与我国《钢结构设计规范》(GB50017—2003)的部分差异。这对于采用国标规范设计钢结构具有一定的借鉴价值。

摘要：在核电工程中确定钢筋粘结锚固长度时,按中美两国标准不同的设计表达式计算取大值进行包络;弯钩锚固、机械锚固的锚固长度计算表明,一般区域我国分别为比美国大20%、50%,框架节点区域我国与美国相差分别为5%、1%。针对核电中按锚固原理形成的三类锚固件,对比分析我国和美国标准中锚固件设计的规定后,在行业标准NBT 20411—2017制定中形成统一的表达式。本文分析解决了中美两国锚固技术与标准的不足和差异,为核电工程实施、建立规范体系和实现技术标准的统一提供参考。

摘要：中国规范JGJ 145、美国规范ACI 349分别对机械后锚固做出了规定,文章对两国规范中的承载力计算进行转换、计算对比后,将转换后美国规范中混凝土破坏承载力除以折减系数1.3,以和中国规范的安全度相当;对两国规范规定基本一致的承载力验算、构造措施等,以消除差异、融合为主。在对比两国机械后锚固标准,解决两者的不足和差异后,形成行业标准NB/T 20414,为自主建立规范体系,实现技术标准融合统一提供了参考。

摘要：第三代核电站大规模采用模块化建造技术,缩短建设工期的同时增加了施工难度。为将大型结构模块安全准确地吊装就位,对结构模块吊装进行有限元分析,确定模块吊装时的最大变形和应力,并对构件进行规范验算,结果表明模块能满足吊装要求。有限元分析结果为结构模块的安全就位提供强有力的理论支撑。

摘要：针对简支钢梁支座节点栓钉预埋件,结合ACI 349规范和有限元分析方法,提出预埋件承载力计算方法和相关验算公式。通过算例结果比较,表明该方法具有很好的精度,可供工程设计应用。