孙 锋，潘 蓉，柴国旱，李 亮

(环境保护部 核与辐射安全中心，北京 100082)

某核电厂LOCA下预应力混凝土安全壳响应规律初探

孙 锋，潘 蓉，柴国旱，李 亮

(环境保护部 核与辐射安全中心，北京 100082)

核电厂LOCA发生后，预应力混凝土安全壳结构内温度场分布具有明显的非线性特征，但现行的混凝土安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力的组合作用提出具体的计算方法。基于用ANSYS程序建立的包含预应力钢束的混凝土安全壳结构的有限元模型，本文计算了LOCA下不同时刻安全壳壳壁内的温度场分布，并与理论值进行了比较，验证了计算模型的正确性。初步分析了高温、高压作用下安全壳结构变形的规律，总结了混凝土温度效应和预应力系统的作用，可为安全壳结构设计提供参考。

核电厂；预应力混凝土安全壳；LOCA；温度场；响应规律

预应力混凝土安全壳包括安全壳结构和钢衬里，是核电厂安全防御体系的最后一道实体屏障，其主要功能是在核电厂出现如失水事故(LOCA)等设计基准事故时能有效地承受事故产生的高温、高压。LOCA后会释放出高温蒸汽和水，相当于约150 ℃的流体产生的压力作用在安全壳内表面，其内部急剧增大的压力将使安全壳结构产生很大的拉力，而伴随的高温作用将会产生很大的弯矩，影响到安全壳温度场和应力场的分布，但国内外现行的安全壳设计规范未对LOCA下温度和应力组合作用计算提出具体的方法[1]。

目前，对于安全壳结构的研究主要集中在其极限承载力方面，如美国NRC对核反应堆安全壳在内压作用下的极限承载力研究较多[2-3]，尤以日本NUPEC和美国NRC联合完成的大比例安全壳模型实验及分析最为著名[4]。……