随机模型的建立过程实际上是对总体的估计过程，由于水文系列的统计特性复杂，同时在参数估计时信息不充分，这就可能在某些情况下导致估计总体和真正总体在统计特性上有明显差异。因此，对估计总体还要作进一步的检验。因而可以认为建立的宜昌站洪水过程随机模型在统计推断的基础上是可以接受的。对模拟结果还必须进行水文上的合理性分析，洪水过程形态的分析是模型合理性检验的主要方面。......
2023-08-23
核反应堆安全壳模型验证及内压分析
【摘要】：核反应堆安全壳用于防止从核反应堆发出的射线意外泄漏。为验证分析模型，以及用于预测这些结构能承受多大内压的有限元程序的正确性，建造了一个根据实际反应堆安全壳按1∶4比例缩小的模型。这个结构是一个带有半球形圆顶的圆筒，总高度为16.4m，半径为5.3m，壁厚为0.32m。向上经过一小段过渡区域后，圆顶的厚度减小到0.275m。圆筒的底部与一个3.5m厚的地基相连。反应堆安全壳的内侧用1.6mm厚的低碳钢筋衬里。反应堆安全壳的设计内压是0.39MPa。
核反应堆安全壳用于防止从核反应堆发出的射线意外泄漏。这些反应堆安全壳由预应力超配钢筋混凝土构成。为确保在意外发生时核反应堆能（对外界）安全可靠，建立精确的安全壳模型是非常必要的。为验证分析模型，以及用于预测这些结构能承受多大内压的有限元程序的正确性，建造了一个根据实际反应堆安全壳按1∶4比例缩小的模型。在美国能源部的桑迪亚国家实验室（Sandia National Laboratories）（见图1-16），对这个比例模型进行了破坏试验（见图1-17）。
图1-16 PCCV按1∶4比例缩小的模型
图1-17 PCCV比例模型的破坏试验
对这个比例模型进行了两种测试：极限状态测试（Limit State Test，LST）和结构破坏模式测试（Structural Failure Mode Test，SFMT）。在这两个测试中，对结构所施加的载荷超过了它所能承受的设计压力。实施极限状态测试的目的是确定使得混凝土中的裂纹开始扩展，并导致反应堆安全壳内的气体泄漏的内压值。实施结构破坏模式测试的目的是确定使得结构完全倒塌的内压值。在这两个测试过程中，测量了比例模型的结构响应，收集了有关破坏机理的信息。这些测量数据可以在设计工程师测试他们的材料模型和有限元分析程序的循环测试中作为基准。
反应堆安全壳比例模型的尺寸如图1-18所示。这个结构是一个带有半球形圆顶的圆筒，总高度为16.4m，半径为5.3m，壁厚为0.32m。向上经过一小段过渡区域后，圆顶的厚度减小到0.275m。圆筒的底部与一个3.5m厚的地基相连。
混凝土结构在环向和纵向有被动钢筋（Passive Reinforcement）和预应力钢筋束（Prestressed Tendons）。被动钢筋材料为低碳钢，而预应力钢筋束材料为高强度钢。反应堆安全壳的内侧用1.6mm厚的低碳钢筋衬里。反应堆安全壳的设计内压是0.39MPa。
反应堆安全壳是一种预应力超配钢筋混凝土结构，初始设计目的主要是防止安全壳内的高温蒸汽泄漏到外部环境中。在有些情况下，反应堆安全壳也可能因受到一个很高的内压而导致整个结构崩塌，这时候混凝土的变形将会远远超过它的开裂极限。在核工业中，ABAQUS被广泛用于分析这样的结构，一个典型的例子可以在文献[3]中看到。
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2023-06-22
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