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第三代核电站(EPR)安全壳结构施工关键技术研究项目摘要

2022/07/16108 作者:佚名
导读: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

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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