摘要：临界氯离子浓度是安全壳混凝土基于氯离子扩散导致钢筋锈蚀寿命预测的重要指标。GB50010—2010《混凝土结构设计规范》对不同环境条件下混凝土中氯离子浓度的限值并未区分材料性能、配合比、温度和湿度等差异。实际上,临界氯离子浓度受多种因素影响,且分布范围较广。本研究基于脱钝过程中的钢筋电位综合体现了多因素综合作用的思路,设计电化学试验,确定点蚀电位与氯离子浓度之间的关系,结合现场测得的安全壳腐蚀电位范围,得到安全壳混凝土中临界氯离子浓度的实际取值范围。

摘要：钢绞线断裂是预应力损失的一个重要因素。我国中核集团公司自主设计的第三代核电技术"华龙一号"安全壳结构采用倒"U"型钢束形式,但目前尚没有倒"U"型钢束断裂引起混凝土预压应变损失的解析方法,这给预应力损失的评估带来了盲目性。鉴于此,通过理论推导求解了倒"U"型灌油或灌蜡钢束发生断丝后,钢束周边混凝土预压应变的变化幅值。

摘要：为了完成高通量工程试验堆(HFETR)运行许可证延续(OLE)申请的安全论证,需要提供一份完整的时限老化分析(TLAA)清单,并通过计算或分析论证各项TLAA在延续运行期内是否满足安全运行的要求。基于美国压水堆核电厂TLAA的经验,采用“材料-环境-影响因素”分析法筛选出通用TLAA和潜在TLAA项目,同时识别出HFETR特定的TLAA项目,获得HFETR需要补充或重新计算分析的9项TLAA清单。通过每一项TLAA的评估结果表明,在10 a OLE内能够保证HFETR的安全性。

摘要：钢束力传感器组件的设计在安全壳结构无粘结预应力钢束系统中有着举足轻重的作用,为验证钢束力传感器组件的安全性,本文以国内某核电站预应力监测钢束系统钢束力传感器组件为例,采用大型通用有限元软件ANSYS(Workbench)首先根据规范对钢束力传感器组件的承载能力进行了验证;然后针对现场实施过程中遇到的问题进行验算,最后分析了钢束力传感器组件的抗震性能。研究结果可用于指导现有核电站预应力监测系统的设计和施工。

摘要：对安全壳内压破坏机理进行了探讨,确定了安全壳功能性失效破坏准则与结构性失效破坏准则,并采用混凝土损伤模型与非线性有限元数值模拟对“华龙一号”安全壳结构进行了内压极限承载能力分析,研究了安全壳结构在内压作用下的破坏过程,明确了安全壳结构的内压极限承压能力。计算结果表明:当内压增加至2.5倍设计压力时,安全壳首先在设备闸门口附近发生损伤开裂,并进入塑性工作状态;当内压增加至2.713倍设计压力时,钢内衬开始出现撕裂,说明安全壳已达到其功能性失效破坏极限状态;当内压增加至2.857倍设计压力时,安全壳混凝土在设备闸门口附近出现大面积损伤开裂,局部产生较大的位移而发生失稳破坏,达到其结构性失效破坏极限状态。

摘要：核电厂海工构筑物耐久性劣化会削弱结构强度,导致混凝土开裂、分层和剥落,对结构的安全性和耐久性造成不良影响。现存核电厂在原设计、建造、运营中对混凝土防腐的重要性和必要性考虑严重不足,防腐措施控制不够严格,氯盐腐蚀问题突出。若能在结构中预埋或后装可靠的监测传感器,实时监测和分析结构损伤数据,实现提前预警和寿命预测,对保证核电厂老化管理和延寿期间的正常运行具有重要意义。通过对核电厂海工构筑物典型耐久性问题的概述,及对海工构筑物最严重的氯盐腐蚀可采用的耐久性监测方法的综述,以期准确把握核电厂海工构筑物耐久性问题和监测的研究现状,为预警诊治提供参考。

摘要：核电关键设备及构筑物的服役寿命预测是制约核电站安全评价及延寿论证的技术瓶颈。目前,国内核电关键材料老化机理研究不够深入、基础试验数据相对缺乏、多因素耦合寿命预测自主模型不足。针对以上问题,本文以反应堆压力容器、堆内构件紧固螺栓、一回路重要镍基合金部件及主管道、安全壳及堆坑混凝土等关键设备和重要构筑物为研究对象,探究部件材料高通量辐照损伤、辐照促进应力腐蚀、疲劳损伤等材料性能退化行为,揭示核电环境高温高压水—辐照—应力等多因素耦合条件下关键设备及构筑物服役老化机理及行为规律,以期建立核电关键部件寿命预测模型和分析程序。