核電反應(yīng)堆廠房的損傷破壞數(shù)值模擬研究.pdf

1、我國的核電能源發(fā)展近年來逐步邁入黃金時期，保證核電廠結(jié)構(gòu)安全性是發(fā)展核電的首要前提。地震、事故內(nèi)壓與外部沖擊是核電站工程超基準事件安全設(shè)計的重要考慮因素。合理、高效的數(shù)值分析模型與理論研究，具有重要的工程實踐意義，主要涉及到靜動力分析、非線性分析、以及局部破壞演算等。
　　在國內(nèi)外核電工程結(jié)構(gòu)靜動力分析方面，大型通用的有限元分析軟件ANSYS，以其強大的前后處理功能，以及豐富的分析模型與清晰的功能劃分，為美國核管會所認可，日益在核

2、電力學(xué)分析領(lǐng)域得到廣泛應(yīng)用。但工程應(yīng)用中也發(fā)現(xiàn)，ANSYS的非線性力學(xué)分析，尤其是動力過程模擬，往往存在收斂困難的問題，不利于直接用于結(jié)構(gòu)的損傷破壞過程研究，也因此影響該軟件在結(jié)構(gòu)極限承載能力評價方面的適用性。
　　基于以上問題，本文圍繞核電站反應(yīng)堆廠房結(jié)構(gòu)在內(nèi)壓和外部沖擊載荷條件下的損傷破壞過程的數(shù)值模擬，主要開展了以下工作:
　　(1)在通用有限元軟件ANSYS平臺上，利用UPFs二次開發(fā)技術(shù)，將混凝土看作非均勻的準脆性

3、材料，且具有拉壓強度不等性，從而基于等效損傷單元理論，在單元層次上開發(fā)出三維等效損傷單元類型USER300，進行與拉壓破壞相對應(yīng)的損傷演化模擬。通過實例分析驗證了該用戶單元的可靠性，驗證了該單元與標準ANSYS單元庫內(nèi)單元類型之間的兼容性。
　　(2)基于增量形式的動力非線性迭代算法，以UPFs二次開發(fā)技術(shù)為手段，在ANSYS平臺開發(fā)可以考慮復(fù)合破壞的等效損傷破壞數(shù)值模型，并且結(jié)合混凝土結(jié)構(gòu)的細觀損傷演化機理，完善該模型在模擬結(jié)構(gòu)

4、損傷破壞過程方面的功能，拓展ANSYS的非線性分析能力與工程適用面。最后，以三維結(jié)構(gòu)損傷破壞靜動力分析為例，驗證了這一途徑的數(shù)值可靠性與收斂性。
　　(3)以某百萬千瓦級核電站反應(yīng)堆廠房的安全殼結(jié)構(gòu)為研究對象，以本論文模型為工具，進行了不同等級內(nèi)壓以及外部事件動力載荷作用下的靜動力分析，驗證了工程應(yīng)用的適用性，豐富了核電結(jié)構(gòu)力學(xué)分析的技術(shù)手段，同時說明該百萬千瓦級核電站在防飛機撞擊外部沖擊載荷作用的承載能力是滿足要求的。