基于ANSYS 的核電廠安全殼結構的非線性有限元分析

2016-11-01 by:CAE仿真在線來源:互聯網

1 前言

我國已建核電廠安全殼均為預應力鋼筋混凝上結構。安全殼結構的主要用途是屏蔽
發(fā)生基準失水事故時產生的輻射物質,防止外物的襲擊等,具有承受內壓并不出現混凝
上裂縫的能力。為保證安全殼正常運行,在啟動反應堆前,須進行整體性能試驗,試驗

最高壓力一般為設計基準壓力的1.15 倍,同時對安全殼結構進行試驗吻合分析和極限
承載能力驗算。在內壓作用下是否安全,是安全殼設計的關鍵,有必要通過實驗和理論
計算進行研究。
鋼筋混凝土性質復雜,材料非線性與幾何非線性常同時存在,用傳統(tǒng)的解析方法來
分析與描述則非常困難。然而,近幾十年來有限元作為一個強有力的數值分析工具,在
鋼筋混凝土非線性分析中顯示出越來越強大的實用性與方便性。以福清核電廠5、6 號
機組內層混凝土安全殼結構為工程實例,采用整體式模型(帶筋的SOLID65),在ANSYS
中進行非線性有限元分析。

2 計算分析方法與原理

2.1 單元類型的選取

SOLID65 單元用于含鋼筋或不含鋼筋的三維實體模型。該實體模型可具有拉裂與
壓碎的性能。在混凝土的應用方面,如用單元的實體性能來模擬混凝土,而用加筋性能
來模擬鋼筋的作用。當然該單元也可用于其它方面,如加筋復合材料(如玻璃纖維)及
地質材料(如巖石)。該單元具有八個節(jié)點,每個節(jié)點有三個自由度,即x,y,z 三個
方向的線位移;還可對三個方向的含筋情況進行定義。
本單元與SOLID45 單元(三維結構實體單元)的相似,只是增加了描述開裂與壓
碎的性能。本單元最重要的方面在于其對材料非線性的處理。其可模擬混凝土的開裂(三
個正交方向)、壓碎、塑性變形及徐變,還可模擬鋼筋的拉伸、壓縮、塑性變形及蠕變,
但不能模擬鋼筋的剪切性能。有關SOLID65 單元的更細節(jié)的描述請參見《ANSYS 理論
手冊》。

2.2 本構關系
在用ANSYS 對預應力鋼筋混凝土作有限元分析時,混凝土單元需要定義破壞準則
和本構關系。ANSYS 中CONCRET 材料采用的是Willam-Wamker 五參數破壞準則的本
構模型,該模型能很好的模擬SOLID65 單元。在預應力鋼筋混凝土結構中,鋼筋處于

單軸受力狀態(tài),應力應變關系相對比較簡單,本文用ANSYS 模擬鋼筋單元采用雙折線
型本構關系和隨動強化準則(BKIN)。
混凝土單軸抗壓強度取為50MPa,單軸抗拉強取為4MPa,彈性模量取為 3.50×
104MPa。其等效力-等效塑性應變關系如圖2 所示。

當混凝土壓應變達到極限壓應變u ε 時,混凝土壓碎,退出工作。由于為非約束混
凝土,極限壓應變取3300×10?6。
混凝土受拉應力-應變關系采用雙線性模型,通過輸入軟化模量Es 定義其受拉軟化
行為,如圖3 所示。采用彌散裂縫模型,當某一單元應力超過開裂應力時,采用調整該
點剛度模擬裂縫。

2.3 數值計算及收斂判據(CNVTOL)的設置
非線性有限元分析中,求解非線問題通常采用增量法、迭代法。增量法具有普遍的
實用性,能夠全面的描述荷載-位移整個過程的性態(tài),尤其適用于求解與加載路徑有關
的問題。迭代法使用簡單,適合于分析全部荷載下結構的反應。ANSYS 求解非線性問
題一般采用增量的牛頓-拉夫遜方法。在ANSYS 對鋼筋混凝土和預應力鋼筋混凝土做
有限元分析時,當用力范數來控制非線性迭代過程的收斂時,其迭代方程式如下:

[KT ]{Δu} = {ψ}?{ψr} (1)

當采用位移范數來控制非線性迭代過程的收斂時,其迭代方程式如下:

用ANSYS 來分析鋼筋混凝土時,計算收斂是比較閑難的,其主要影響因素是網格
密度、子步數、收斂準則和收斂精度等。網格密度、子步數的合適選取一般憑借工程經
驗,對收斂精度而言,可考慮通過放寬收斂條件來加速收斂,ANSYS 默認的收斂準則
為1‰,一般可放寬到3%~5%。

3 計算模型的建立

3.1 安全殼模型結構簡介
福清核電廠5、6 號機組反應堆廠房采用雙層安全殼,內層安全殼穹頂采用橢球型,
通過環(huán)梁與呈圓柱形的筒壁連接。筒壁與穹頂均為預應力鋼筋混凝土結構,混凝土強度
等級為C50,設計壓力為0.42 MPa,設計溫度為145℃。內層安全殼的內徑為39 m,
壁厚為1 m(某些局部區(qū)域增厚),穹頂厚度是0.9m。內外層之間的環(huán)形空間凈距為
1.8 m。內層穹頂最高點與廠房底板之間的距離66.6 m。預應力鋼絞線采用1860 級。安
全殼筒體上設有多個大小不等的貫穿件,建模時主要考慮了直徑約8.0 m 的設備閘門,
中心標高20 m。
3.2 計算模型及材料參數
模型建立和荷載分析采用ANSYS 軟件。內層安全殼和內部結構公用-鋼筋混凝土
筏板式基礎,基礎底板的厚度為5.5m,剛度較大,可假定安全殼固結在基礎底板上。
安全殼模型從基礎底板開始建立,基礎底板底面節(jié)點全部固定。
模型中采用SOLID65 單元模擬安全殼筒體、穹頂、扶壁柱等混凝土部分,用LINK8
單元模擬預應力鋼束,SHELL63 單元模擬設備閘門洞口處的貫穿件,beam 單元模擬扶
壁柱。計算模型及網格劃分如圖所示,共68 068 個單元,84 840 個節(jié)點。

3.3 計算步驟
安全殼的永久荷載主要包括:結構自重、閘門重量、穹頂噴淋管道荷載、環(huán)吊自重
和混凝土的收縮徐變效應。自重通過設置豎直方向重力加速度進行加載。閘門自重通過
對洞口周圍節(jié)點施加集中力的方式將閘門重量均勻加到洞口周圍的節(jié)點上。
第一步:計算安全殼在白重作用下的應力和變形;
第二步:施加預應力,產生預應力變形;
第三步:施加內壓。計算了0.2 MPa~1.0 MPa(間隔0.1 MPa)
設計基準壓力為0.42 MPa(相對壓力),試驗壓力荷載取值為設計壓力的1.15 倍,
數值計算取值:0.50 MPa。

4 計算結果分析

以下計算結果僅顯示了0.50 MPa 內壓作用下的位移、應變云圖。
4.1 位移

由圖5 可見,圓筒殼上的測點在內壓0.5 MPa 時,最大徑向位移2.89 mm。從圖6
可知,當內壓超過0.7 MPa,徑向位移有顯著增長;而位于半球殼的點在內壓達0.8 MPa
后,徑向位移才有顯著增長。1.5 m 至3.0 m 標高范圍內的徑向位移大于其它高度的徑
向位移,標高2.0 m 左右的徑向位移最大;由此可知,圓筒殼比半球殼較早進入塑性。

4.2 應變

計算結果表明,增大內壓后,筒體徑向應變超過開裂應變的區(qū)域分布在筒體底部設
備軸線兩側各45°左右圓心角范圍內;其余位置應變較小,沒有達到開裂應變。對于
易開裂的區(qū)域,在安全殼整體性和密封性試驗時應加強監(jiān)測,需特別關注。

5 結論

模型結構非線性有限元分析表明,福清核電廠安全殼結構在基本荷載內壓作用下是
安全的。
(1)在0.42 MPa 設計內壓荷載作用下,安全殼結構處于彈性狀態(tài)。內壓小于0.5
MPa 時,模型結構各截面環(huán)向、豎向均處于受壓狀態(tài);達到0.7MPa,部分截面開始受
拉。
(2)1.5 m 至3.0 m 標高范圍內的徑向位移大于其它高度的徑向位移,標高2.0 m
左右的徑向位移最大;筒體徑向應變超過開裂應變的區(qū)域分布在筒體底部設備軸線兩側
各45°左右圓心角范圍內。圓筒殼比半球殼較早進入塑性,在安全殼整體性試驗時應
加強易開裂的區(qū)域的監(jiān)測。

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