ACI 349.1R-2007
核电站结构热效应的钢筋混凝土设计
Reinforced Concrete Design for Thermal Effects on Nuclear Power Plant Structures
- 标准号
- ACI 349.1R-2007
- 发布
- 2007年
- 发布单位
- ACI - American Concrete Institute
- 当前最新
- ACI 349.1R-2007
- 适用范围
- 简介ACI 349@ 附录 A@ 提供了核电厂钢筋混凝土结构设计的一般考虑因素。附录 A@ A.3.3@ 节的注释提出了三种方法，将热载荷与结构上的所有其他非热载荷一起考虑，称为“机械载荷”。一种方法是考虑结构在机械载荷下不开裂而在热载荷下开裂。两个此类分析的结果相结合。附录 A 的注释还包含处理裂纹部分温度分布的方法。在该方法中，从通常是非线性的温度分布获得等效线性温度分布。然后，线性温度分布被分成纯梯度 ΔT 和平均温度与基础（无应力）温度 Tm - Tb 之间的差值。本报告提供了考虑热负荷影响的具体方法，与上述规定一致。本文的目的是提出一种面向设计者的方法，用于确定因混凝土结构开裂而导致的减少的热力矩。第 2 章讨论框架结构@，第 3 章讨论轴对称结构。对于框架结构@，一般标准在第 2.2 节（截面开裂）和 2.3（构件开裂）中给出。然后为第 2.4 节中结构分析的力矩分布方法制定了标准。开裂构件的固定端力矩@刚度系数@和遗留系数被导出并以图形形式呈现。对于轴对称结构，描述了远离不连续性@的区域的方法，并提供了裂纹截面热力矩图。本报告无意代表对可用于分析结构热载荷的方法的最新讨论。相反，该报告旨在提出可以进行的简化，这将允许在一大类热载荷下轻松实现热力矩的开裂减少，而无需诉诸复杂的解决方案。另外@作为报告讨论的结果@设计实例@和裂纹截面热力矩的图形表示@希望设计者能够更好地理解热力矩如何受到其他荷载的存在以及由此产生的混凝土开裂的影响。