宋辰宁，侯钢领，周国良

（1.哈尔滨工程大学哈尔滨150001；2.机械工业第六设计研究院有限公司，郑州450007；3.环境保护部核与辐射安全中心，北京100082）

核电厂安全壳是核岛最后一道安全屏障，它对维持核电厂正常运行，确保人员安全至关重要。在核电事故条件下，核安全壳将承受一定的内压，并要求保障其密封性。因此，核安全壳的极限抗压承载能力是国内外研究的重点。

根据研究方法来看，核电厂安全壳研究主要体现在试验研究、数值模拟和两者的结合。在结构试验方面：德国学者T.F.Kanzleiter等对1∶64安全壳模型进行了LOCA（丧失冷却剂事故）情况下的实验分析和理论推导，两者吻合良好［1］。美国Sandia国家实验室分别对1∶6和1∶4的安全壳模型进行承压实验，检验安全壳结构抵抗内部抗压的性能，得到在高压作用下的结构相关响应［2］。我国中冶集团赵树明等对秦山核电二期安全壳进行了整体性试验，研究了在内部表面压力0.35MPa、145℃汽水混合物极端情况下，安全壳的力学性能［3］。在数值模拟方面：清华大学陈勤等进行了内压荷载下安全壳1∶10模型结构非线性有限元分析，得到的极限内压为设计内压的3.35倍，验证安全壳结构的安全性［4］。台湾学者Hsuan-Teh Hu等考虑材料和结构的非线性，通过数值模拟给出了Mark III BWR堆型核电厂安全壳的极限承载能力［5］。中冶集团张会东等在考虑预应力损失的前提下，应用ANSYS软件，进行预应力混凝土安全壳结构的内压承载能力计算［6］。针对第三代核电机组AP1000，上海核工程研究设计院柳胜华等应用ANSYS软件，建立了钢安全壳的二维轴对称有限元模型，对设计内压下钢安全壳的结构性能进行了分析，为钢安全壳的应力评定提供了可靠的依据［7］。……