脱 离对 国外技术 的依赖 ，实现锚 固体 系产 品的 国
产化 。 由于我 国之前 的核 电站建造 主要引用 国外 成套技 术设 计 ，并 没有形成 自己的核 电站建造标 准 、规 范体系 ，国内核 电站 预应力系统 没有适用 的对应规 范标准 ，仅 仅按照混凝 土结构设计 规范
施 工廊道 的顶 面 。环 向钢束 １６ ，环绕 筒身 １ ４束 ／ ２
绞线 ，钢绞线的拉力通过工作锚板、锚垫板传至
锚下混 凝土构件 。预应力 孔道灌浆 由锚垫板上 的 灌浆孔灌 注 ，锚具 密封罩 内的灌浆 由密封罩 的中
心孔灌 注 。锚 具技术 参数 如表 Ｉ 。
１工 程 背 景
某核 电站安全壳 为预应力钢 筋混凝土结构 ， 由底 板 、简体墙 、环梁和 穹顶 四部分 组成 ，对 预 应力 的施 工质量 提出 了很高 的要 求 。预应力 系统
或 １ 圆周呈单排布 置在筒身墙 内 ，钢束的两端锚 ／ ４
Ｇ ５ ００ ２ ０ 有关 局 部锚 固 区部分来 计 算 ，可 Ｂ ０ １— ０２ 靠性 有待 商榷 。
号称核 电站外形结 构标志 的反 应堆厂房 安全
固在扶 壁柱 的两侧 。环梁 钢束约２ 束 ，分上 、下 ０ 两层 ，呈双排 布置在环梁 内 ，每根环绕 １ 圆周 ， ／ ２ 钢束 的两 端锚 固在 环梁 的外 ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ 。穹顶 钢束 １０～ ０
钢绞线 束分布在 核安全壳 结构 的基 础底板 、筒 体 墙 、环 梁和穹顶 。筒身墙 内预应力 钢束分竖 向 、 水 平 向两 个方 向 ：竖 向预应力钢束 １０—２０ ， ０ ０束 全部呈直线 单排垂 直布置 在筒身墙 内 中间位置 ，
每 束长度 约５ ｍ，孔道平 均间距一般 为 １０ｒｍ， ０ ２０ ａ 钢束 的上端锚 固在环 梁顶部 、下端锚 固在 预应力
研究争折
《 预左 技术 》 ｏｏ 第１ 第 ８ ２１年 期总 ７期
核 电站 安全壳锚 固区局部应 力研 究
桂 志 光
（ Ｉ广西工学院土木建筑系 柳州
朱 万旭
陶 利
付
委
柳州 ５ ５０ ４ ０５）
５ ５０ ２柳州 欧维姆机械股份有 限公 司 ４０６
摘 要： 针对核电站安全壳大吨位钢索张拉的结构安全性 ，用三维有限元 方法建立考虑锚具、网格钢筋 以及 孔道影响的精细分析计算模型 ，研究 了锚固区混凝土的主应力分布状况 以及传递机理 ，结合锚 固区混凝土 局部承压应力分布规律 ，为优化锚具结构和降低成本提供理论依据 。研究结果表明 ，用网格 筋代替螺旋筋 可 以提高试件开裂承载力并可 以有效地控制劈 裂裂缝 的开展 ；张拉过程 中锚具 本身的应 力低 于材料的屈服
根 据 具 体 工 程 设 计 需 要 ， 除 竖 向 选 用
Ｏ Ｍ１ Ｒ ３ 型锚具 ，水平环 向 、穹顶等选用 Ｖ ５ 一７
Ｏ Ｍ１Ｒ １型锚具 。本项 目着 重利用计算机有 限 Ｖ ５ 一９
研筅分析
ＰＲ ＳＴ Ｅ ＲＥ Ｓ Ｔ ＣＨ Ｓ Ｅ ＮＯＬ ＯＧ Ｙ
《 ｊ 技 末 》 ０ｏ 第１ 予左 ２１年 期总第７ ８ 期
根据 核 电站对 锚具的特殊 要求 ，本项 目采用 国内最 为著名 的预应 力锚 固体 系 一 Ｏ Ｍ锚 固体 Ｖ
系 中的Ｏ Ｍ１Ｒ Ｖ ５ 系列 ，引用 了国际ＦＰ ３ Ｉ９ 规范 、国 标 Ｇ ／ １ ３ ０ ２ ０ 及 核行 业 标准 Ｅ ／ ９ ６ ９ 、 ＢＴ ４ ７ — ０ ０ ＪＴ ２ — ５
×１２ ×１ ０ ｍｍ ６ ０×６ ０×１０ ｍ ０ ８０ 和 ０ １ ０ ２ ０ ｍ建立 混 凝 土模 型 ，锚 固 区的远端按 固结 条件处 理 ，锚 垫板 和喇 叭 口与 混凝土 之 间 ，采用 接触处 理 ，摩擦 系
应力 ；锚垫板下侧的拉裂破坏是可能导致核电站安全壳专用锚具在钢索张拉过程中损 伤的主要破损类 型。
关 键 词 ： 电站 安 全壳 核 锚固区 局部承压 有 限元 分 析
核 电站安全壳 预应力锚 固体 系 ，由于要 求 可 靠度非常严格 ，在２ ０ 年之前 国内均采用 国外产 ０８ 品。随着我 国核 电站建设 规模 的扩 大 ，迫切 希望
弯管灌浆组件
表１
锚具技术参数
元分析技术 ，对具体的安全壳混凝 土锚 固区进行分
析 ，找出锚具 的受力薄弱环节 ，以指导产 品优化 。
２ 有 限元 模 型 与计 算 结 果 分 析
本文采 用 大型商 用软件 Ａ Ｓ Ｓ 立锚下 应 力 Ｎ Ｙ建
分析 的有 限元 计算 模 型。为 了在不影 响模 型 的总 体 受 力的前 提下减 少计算 单 元的数 目，本模 型 中 锚 垫板 的有 些 圆角 未建模 ，根 据结构 的对 称性 取 模 型 的 １８ 行计 算 分 析 。锚 垫 板 按实 际尺 寸 建 ／进 模 ，３束和 １束钢 绞线锚 固区混凝 土分别 按 １２ ７ ９ １０
２ ０ ，分 三层 三个 方 向分别 布 置在外 穹 顶 内 ， ０束 钢 束 的两 侧锚 固在环 梁 的外 侧 。
壳 为预应力钢筋砼 简体结 构 ．是核 电站 防止 核辐
射扩散 的第三道 、也是最后 一道屏 障 ，预应力分
别施加 在简体 的环 向 、竖 向和穹顶部 ，结构预应
力的施加 与持续有 效性直接影 响着核 电站的核安
如图１ 所示 ，Ｏ Ｍ１Ｒ Ｖ ５ 系列锚 具 由工作锚板 、
工作 夹 片 、锚 垫板 、锚 具密封 罩组成 。锚 具通过 工作 夹片与工 作锚板锥 形孑 的楔 形作用夹持住 钢 Ｌ
征 ，从 而得到确保锚 同区安全 锚 固体 系产 品。将 有 限元分 析方法用 于核 电站安全 壳锚 固区计算 ， 验 算 国产 锚具 的安全裕度 ，在 国内尚属首 次 。
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全性与 防止 核扩散 的可能性 。为确保核 电站安全 壳 预应力锚 固区 的安全性 、可靠性 ，本文 以某核
电站安全壳简体 的环 向 、竖 向和穹 顶部锚 固区为 研究对 象 ，用精 细的 三维 有限元计算模 型 ，分析 采用 国产锚具体 系的钢筋砼 简体结构 在大 吨位 钢 索 张拉 过 程 中锚 圃 区混 凝 土 的应 力应 变 分 布特