申 彤 徐海翔 杨昕光 宋正峰 刘 凯 赵 贺 张海明

(1.中冶建筑研究总院有限公司,北京 100088;2.天津大学,天津 300072;3.中冶检测认证有限公司,北京 100088;4.福建福清核电有限公司,福建福清 350318)

“华龙一号”核电站具有双层安全壳、倒U 形钢束等结构特点,结构形式不同于其他以往堆型,对于安全壳结构安全监测系统和安全壳结构整体性试验提出了更高的要求。虽然关于M310 等堆型核电站安全壳结构整体性试验已广泛开展,但有关我国自主研发“华龙一号”堆型的核电安全壳整体性试验相关研究并不多见。此外,由于2020 年全球首堆福清核电5 号机组整体性试验和海外首堆巴基斯坦卡拉奇核电K2 机组为原型安全壳,首次采集到原型安全壳投产前安全壳结构整体性试验(简称“SIT 试验”)数据,其理论分析与实际试验数据对比研究应亟需受到重视并进行充分探究。

从国内研究现状来看,张心斌等通过对安全壳混凝土的应变分析,得到:试验混凝土平均应变为线性,且平均应变和位移具有可逆性,恢复性好;试验与理论计算结果吻合性较好,满足整体性试验验收标准[1]。杨璋等建立了包含预应力空间分布的安全壳结构数值模型,并模拟计算了安全壳结构在强度试验峰值压力作用下整体变形和不同方位测点的应变值[2],计算结果均与试验结果吻合良好,对比结构充分验证了有限元计算模型的准确性。彭晓平等根据某项目钢制安全壳强度试验的数据以及过程中遇……