褚濛,宋曉冰
(1.上海核工程研究設計院,上海200233;2.上海交通大學土木工程系,上海200240)
鋼板混凝土模塊平面外抗剪性能與數值模擬
褚濛1,宋曉冰2
(1.上海核工程研究設計院,上海200233;2.上海交通大學土木工程系,上海200240)
針對目前核電廠大型鋼板混凝土結構模塊的設計規范,以國內外鋼板混凝土結構試驗為基礎,分析核電廠鋼板混凝土結構實際破壞模式,比較相關各國規范。對我國核電廠鋼板混凝土結構設計的實際操作提出建議。指出ACI349規范在目前的鋼板混凝土結構平面外抗剪承載力設計中具有一定的保守性。并通過有限元方法對試驗進行數值模擬。
核電廠;鋼板混凝土;平面外抗剪承載力
上海市科學技術委員會資助項目(No.13DZ2250200)
鋼板混凝土(Steel Concrete,SC)結構模塊技術廣泛應用于我國三門、海陽的核電站中。由于采用外表面雙鋼板剪力墻的形式,可以大量減少現場混凝土模板工作量。鋼板和混凝土通過栓釘連接形成組合結構,鋼板之間通過對穿構件拉結。鋼板混凝土結構采用工程預制與現場吊裝的施工方法,可以大大縮短施工周期。在日本、韓國的核電站中鋼板混凝土結構已被大量應用于局部區域。而像三門、海陽核島結構中整體采用大型鋼板混凝土模塊還是首次。
目前針對大型結構模塊的設計,世界上有日本規范JEAC-2009[1]和韓國KEPIC-SNG規范[2]。但是在大型SC結構模塊中,大量采用四面圍合的結構。這種結構無法直接套用規范中針對單一構件給出的公式。目前我國核電模塊結構設計主要基于計算機數值模擬,同時參考美國混凝土協會的ACI-349規范[3],以及日本電氣協會核能標準委員會的《鋼板混凝土結構抗震設計技術規程(JEAC 4618-2009)》[1]。
鋼板混凝土結構的數值模擬是以試驗當中觀察到的破壞規律為基礎的。筆者針對鋼板混凝土結構進行了多個足尺實驗研究,目的是研究鋼板混凝土的破壞規律,比較各國規范的保守性。并通過試驗和設計理論方面的研究[4~7],為我國鋼板混凝土規范編制提供依據。
1.1實驗研究概述
對于SC墻體平面外抗剪試驗研究,目前國內外普遍采用梁彎剪試驗進行,模擬墻體在單向傳力模式下的剪切破壞過程。
試驗中考慮的主要參數有剪跨比、鋼板配鋼率、抗剪鋼配鋼率和種類、軸向荷載、栓釘數量和間距、邊界條件等。部分代表性試驗包括:日本在上世紀90年代進行的18根梁試驗[8],剪跨比a=0.39~2.67;普度大學進行的8根梁試驗[9],其中5根無對穿抗剪鋼筋,3根設置對穿鋼筋,剪跨比a=2.5~5.5;筆者進行的一系列SC平面外抗剪試驗[4],剪跨比a=1.0~5.5。
1.2實驗現象描述
(1)剪跨比2.5~3.5
典型的破壞模式如圖2所示[9]。當剪跨比大于2.5時,臨界斜裂縫與水平軸夾角一般不會小于26°,在臨界斜裂縫下端,栓釘端部水平面,出現向支座發展的水平裂縫。無對穿鋼筋時,臨界斜裂縫一旦出現,即引起水平裂縫的快速開展,是明顯的脆性破壞;如設置對穿鋼,由于對穿鋼筋限制了斜裂縫及水平裂縫的發展,構件呈現一定的塑性特征,且抗剪承載力也有所提高。

圖1 核電廠鋼板混凝土結構模塊

圖2 剪跨比3.2裂縫開展形式[9]
筆者進行的剪跨比為3.0的足尺試驗發現,當采用大間距槽鋼作為對穿鋼抗剪時,槽鋼雖然不能阻止斜裂縫的出現,但是會極強地限制槽鋼附近斜裂縫的開展,甚至改變后繼斜裂縫的走向。在槽鋼間區域,裂縫集中在栓釘端部水平面附近(圖3)。
(2)剪跨比1.0~2.0
筆者進行的一系列實驗中[4],典型的裂縫分布如圖4所示。最先出現的裂縫為加載點下方附近截面的豎向彎曲裂縫;隨著荷載增大剪跨段內出現彎剪斜裂縫(2號裂縫),從剪跨段中間位置的下方鋼板處出現,向加載點發展,開裂范圍隨荷載增大逐漸向兩端支座延伸;接近極限荷載時突然出現從支座貫通至加載點的臨界剪切斜裂縫(3號裂縫),出現臨界斜裂縫后剪跨比為1.5,未設置對穿槽鋼的構件的承載力立即下降了一個臺階,而其他試件的承載力還有上升空間,直至支座外側出現水平裂縫向支座上方延伸(4號裂縫),承載能力達到極限,隨著位移的增大荷載開始緩慢下降。

圖3 上海交大試驗WS3.0

圖4 深梁的典型裂縫開展模式
在傳統的鋼筋混凝土梁中,最終的剪切破壞一般是由剪切斜裂縫上方剪壓區混凝土的壓碎或拉裂引起的。與鋼筋混凝土傳統的剪切破壞模式不同,在鋼板混凝土簡支梁(λ≤2的情況下)中,連接支座與加載點的對角斜裂縫始終扮演臨界斜裂縫的角色,達到極限狀態時,臨界斜裂縫迅速增寬,支座內側附近一定范圍內鋼板向下撓曲,對應截面處臨界斜裂縫下方的混凝土斜向壓碎,形成圖5中陰影部分所示的三角形破壞區域,以及虛線所示的變形模式。支座附近的受拉鋼板局部塑性下沉,應變迅速增加,直接導致了構件的破壞。剪切破壞是由下部鋼板在支座附近的屈服引起的,因此破壞具有較好的延性,這一破壞模式構成了鋼筋混凝土構件與鋼板混凝土構件剪切破壞的一個重要差別。在構造上,應對支撐處下三角區域內的栓釘設計及對拉鋼筋設計時,應注意栓釘及對拉鋼筋應有足夠的抗拉承載力。

圖5 剪切破壞形態示意圖
1.3平面外抗剪計算機模型
(1)ACI349規程[3]
美國混凝土協會的ACI349規程針對用于核工程的鋼筋混凝土結構提供了平面外抗剪承載力的計算公式[3],采用混凝土抗剪項和箍筋抗剪項兩項疊加的形式。

將ACI-349規程對混凝土抗剪承載力的規定換算成SI單位制時,混凝土抗剪承載力為(2)式,與日本鋼筋混凝土規范中混凝土抗剪承載力相同。

對照日本鋼筋混凝土規范簡支構件剪切試驗擬合得出的承載力下限值,具有50%的安全裕度,具體擬合方法詳見圖6,忽略了剪跨比對抗剪承載力的影響。圖6為不含抗剪加強箍筋的鋼筋混凝土構件剪切斜裂縫產生的荷載計算值與試驗實測值的比較,可借此理解ACI349規范取值的依據。

由圖中可以看出(3)式表示的是試驗結果的大致平均值,當承載力系數取0.5時,(2)式可以包絡試驗的下限值。而對于不含箍筋的混凝土構件,一旦混凝土臨界剪切斜裂縫產生立即貫通,構件喪失承載力。

圖6 鋼筋混凝土構件產生剪切裂縫的荷載試驗值與計算值
(2)JEAC4618-2009規程[2]
日本電氣協會核能標準委員會制定的JEAC4618-2009規范采用容許應力設計法,針對雙層鋼板內填混凝土組合結構,拉結鋼筋(相當于箍筋)作為抗剪加強筋提供平面外抗剪加強作用。規程對SC結構平面外抗剪承載力的規定分為短期和長期,短期承載力由試驗測試結果擬合和理論推導得出,長期容許承載力在短期承載力的基礎上增加了安全系數。
JEAC4618-2009抗剪承載力公式將構件的剪切破壞劃分為混凝土的破壞和抗剪加強筋的屈服。當抗剪加強筋的作用小于混凝土本身的抗剪承載力時,破壞由混凝土斜截面開裂和桁架-拱形受力機制上的混凝土斜向壓碎控制;當抗剪加強筋的作用大于混凝土的抗剪承載力,破壞由抗剪加強筋屈服和桁架-拱形受力機制上的混凝土斜向壓碎控制。但由于JEAC4618-2009中短期抗剪承載力具有1.5左右的安全系數[1],適合于狹義剪跨比(集中荷載作用點到支座邊緣的最小距離a與截面有效高度h0之比)大于2.5的構件。

表1 平面外抗剪承載力計算與試驗結果對比(承載力單位:kN)
但由于梁的平面外抗剪作用機制中,桁架作用和拱作用需要變形協調,而日本規范僅對兩者之和乘以0.85的系數方式處理,所以會出現公式偏不保守的情況。
(3)拉壓桿節點破壞模型[4]
針對狹義剪跨比在2以下的SC構件,參考文獻[4]中的拉壓桿節點破壞模型提供了比較精確的計算方法。該模型以拉壓桿模型的傳力機制為基礎建立平衡關系,根據試驗中觀察到的拉壓桿節點區域的破壞模式(圖5),建立了節點區破壞模型。如果說JEAC4618-2009規程中的桁架-拱形受力模型考慮的拉壓桿模型中斜壓桿對抗剪承載力的貢獻,拉壓桿節點破壞模型考慮的則是節點的有效傳力能力。由于節點區破壞主要發生在小剪跨比情況,因此,該模型為小剪跨比情況下抗剪承載力計算提供了較為精確的計算方法。
(4)試驗值與計算值的對比
針對試驗[5~6],采用以上模型進行計算,計算結果見表1。可見,拉壓桿節點破壞模型的計算精度最高,ACI349作為核相關混凝土結構設計規范應用于鋼板混凝土結構的平面外抗剪有較高的保守性。
數值模擬必須與試驗中出現的破壞模式相一致。結合對各國規范的理解可判斷結果的正確性。例如,針對筆者完成的剪跨比為3.0的試驗,應用ABAQUS進行有限元模擬,如圖7。混凝土本構關系采用《混凝土結構設計規范》GB50010-2010建議的分段式曲線。鋼板、型鋼均為各向同性的理想彈塑性材料。可以較好地模擬構件加載過程和破壞模式。

圖7 剪跨比為3.0的試驗數值模擬
本文總結了鋼板混凝土結構在平面外各種狀態下的試驗和理論研究成果,對比了ACI-349規程、JEAC 4618-2009規程、KEPIC-SNG規程中計算公式以及一些近期研究成果的異同,并將計算結果與相關試驗結果進行了對比。
ACI349作為核相關混凝土結構設計規范在目前的鋼板混凝土結構設計中具有一定的保守性。
針對鋼板混凝土平面外抗剪設計,應注意在支撐位置或加載點周圍3倍厚度的區域內,加強栓釘和對拉鋼筋的抗拉設計。保證構件完整的傳力路徑。
針對小剪跨比的構件,拉壓桿模型物理意義明確,具備較好的計算精度。
由于鋼板混凝土結構特殊性,平面外抗剪計算公式在兼顧保守性與物理意義方面還有待提高。尤其是大剪跨比時,還需要進行更多的實驗和理論研究。
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Nuclear Power Plant;Steel Concrete;Out Plane Shear Capacity
Out Plane Shear Capacity and Numerical Simulation of Steel Concrete Structure Module of Nuclear Power Plant
CHUMeng1,SONG Xiao-bing2
(1.Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute,Shanghai 200233;2.Departmentof Civil Engineer,Shanghai Jiaotong University,Shanghai 200240)
Focuses on the current design of steel concrete structuremodules of nuclear power plant,steel and concrete structure at home and abroad are based on the experiment,the out plane shear failuremechanism is investigated in several test.Puts forward some recommendation on Chinese design code.Points out that ACI349 code equation is conservative on out of plane shear capacity.Numerical simulations are preformed based on the failuremechanism.
1007-1423(2015)16-0003-05
10.3969/j.issn.1007-1423.2015.16.001
褚濛(1981-),男,吉林長春人,工程師,碩士研究生,研究方向為核電廠抗震設計
宋曉冰(1968-),男,山東人,博士,副教授,研究方向為鋼與混凝土組合結構
2015-05-04
2015-05-26