核电反应堆厂房的损伤破坏数值模拟研究

来源 :大连理工大学 | 被引量 : 0次 | 上传用户:aineast
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我国的核电能源发展近年来逐步迈入黄金时期,保证核电厂结构安全性是发展核电的首要前提。地震、事故内压与外部冲击是核电站工程超基准事件安全设计的重要考虑因素。合理、高效的数值分析模型与理论研究,具有重要的工程实践意义,主要涉及到静动力分析、非线性分析、以及局部破坏演算等。在国内外核电工程结构静动力分析方面,大型通用的有限元分析软件ANSYS,以其强大的前后处理功能,以及丰富的分析模型与清晰的功能划分,为美国核管会所认可,日益在核电力学分析领域得到广泛应用。但工程应用中也发现,ANSYS的非线性力学分析,尤其是动力过程模拟,往往存在收敛困难的问题,不利于直接用于结构的损伤破坏过程研究,也因此影响该软件在结构极限承载能力评价方面的适用性。基于以上问题,本文围绕核电站反应堆厂房结构在内压和外部冲击载荷条件下的损伤破坏过程的数值模拟,主要开展了以下工作:(1)在通用有限元软件ANSYS平台上,利用UPFs二次开发技术,将混凝土看作非均匀的准脆性材料,且具有拉压强度不等性,从而基于等效损伤单元理论,在单元层次上开发出三维等效损伤单元类型USER300,进行与拉压破坏相对应的损伤演化模拟。通过实例分析验证了该用户单元的可靠性,验证了该单元与标准ANSYS单元库内单元类型之间的兼容性。(2)基于增量形式的动力非线性迭代算法,以UPFs二次开发技术为手段,在ANSYS平台开发可以考虑复合破坏的等效损伤破坏数值模型,并且结合混凝土结构的细观损伤演化机理,完善该模型在模拟结构损伤破坏过程方面的功能,拓展ANSYS的非线性分析能力与工程适用面。最后,以三维结构损伤破坏静动力分析为例,验证了这一途径的数值可靠性与收敛性。(3)以某百万千瓦级核电站反应堆厂房的安全壳结构为研究对象,以本论文模型为工具,进行了不同等级内压以及外部事件动力载荷作用下的静动力分析,验证了工程应用的适用性,丰富了核电结构力学分析的技术手段,同时说明该百万千瓦级核电站在防飞机撞击外部冲击载荷作用的承载能力是满足要求的。综上,本论文以ANSYS的UPFS技术为二次开发工具,在单元层次上,利用增量形式的动力非线性迭代算法,研发了可以考虑复合破坏形式的等效损伤单元模型,拓展了ANSYS的非线性分析能力与工程适用面,并运用于核电站安全壳工程结构的承载力分析中。成果可供核电工程借鉴。
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