典型用戶包括美國Los Alamos國家實驗室,美國Sandia國家實驗室, 美國電力研究協(xié)會,日本原子能研究所,中國核動力研究設(shè)計院,中國工程物理研究院,北京核工程研究設(shè)計院、中國核工業(yè)第一研究設(shè)計院、中國核工業(yè)第二研究設(shè)計院 等。

核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)熱應(yīng)力分析
核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)在溫度載荷作用下會產(chǎn)生熱應(yīng)力。Abaqus具有強大的熱固耦合分析功能,包括:穩(wěn)態(tài)熱傳導(dǎo)和瞬態(tài)熱傳導(dǎo)分析,順序耦合熱固分析,完全耦合熱固分析,強制對流和輻射分析,熱界面接觸,熱電耦合等等?？梢远x從簡單彈塑性模型到隨溫度變化材料常數(shù)的熱塑性、熱硬化性、高溫蠕變等復(fù)雜材料模型,來模擬金屬、石墨、聚合物、復(fù)合材料等工程材料的熱學(xué)和力學(xué)性質(zhì)。

Abaqus包括51種純熱傳導(dǎo)和熱電耦合單元,83種隱式和顯式完全熱固耦合單元,覆蓋桿、殼、平面應(yīng)變、平面應(yīng)力、軸對稱和實體各種單元類型,包括一階和二階單元,為用戶建模提供極大的方便。

預(yù)應(yīng)力混凝土壓力容器安全性分析

預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)是由普通鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)發(fā)展而來,是預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土的簡稱,它對減輕結(jié)構(gòu)自重、提高抗震能力、充分發(fā)揮材料的強度、降低工程造價、改善結(jié)構(gòu)構(gòu)件受力性能和擴大鋼筋混凝土使用范圍等方面,都顯示出良好的效果。已廣泛應(yīng)用在包括工業(yè)與民用建筑、橋梁、軌枕、壓力管道、電桿、樁、儲液和儲氣池罐等方面,如大跨度預(yù)應(yīng)力混凝土屋架,屋面板,整體式或拼裝式的公路與鐵路橋梁,此外,在礦井支架、海港碼頭、水壓機架、巖體加固和水泥船等方面也廣泛應(yīng)用。
該項目由美國核管理委員會(NRC)和核動力工程公司(NUPEC)組織并資助,用于研究核容器在超過設(shè)計壓力時的性能。該項目包括幾個階段,其中一個階段是將預(yù)應(yīng)力混凝土壓力容器(PCCV)結(jié)構(gòu)內(nèi)壓加到失效狀態(tài),在55個標準的輸出位置預(yù)計變量的演化過程。核容器設(shè)計壓力: 0.39MPa; 線性增加到 0.78MPa; 高度非線性 (開裂): 0.78MPa 到 1.4MPa。Abaqus擁有復(fù)雜的混凝土損傷模型,靈活的Rebar單元模擬鋼筋,高精度非線性求解,對大規(guī)模三維模型進行并行計算等功能來完成該項目的模擬。

核爆炸模擬

地下核武器試驗在1992年停止,美國在1995年啟動了加速戰(zhàn)略計算計劃(ASCI),目的是發(fā)展基于計算機模擬的虛擬試驗和設(shè)計。該計劃最關(guān)心的是結(jié)構(gòu)和材料在高應(yīng)變率、沖擊、爆炸、壓縮和其它動力學(xué)載荷作用下的響應(yīng)。Abaqus/Explicit顯式積分求解器在Los Alamos實驗室用于模擬導(dǎo)彈擊中地面 15毫秒內(nèi)武器的響應(yīng)情況,并在ASCI藍山超級計算機上運行超過20萬小時。

核燃料跌落模擬

美國能源部愛達荷國家工程與環(huán)境實驗室(INEEL)長期使用Abaqus有限元軟件,其中一個重要問題是采用Abaqus模擬壓水式反應(yīng)堆中燃料棒束在假設(shè)的事故下發(fā)生跌落而產(chǎn)生的可能破壞。在該結(jié)構(gòu)中,204個燃料棒捆綁在一起并由多個金屬支撐網(wǎng)固定。求解器采用Abaqus/Explicit進行分析,問題難點包括燃料棒、支撐網(wǎng)和剛性地面之間復(fù)雜的接觸定義,運用Explicit中的通用接觸(General Contact)可以簡單方便地完成接觸定義而無需一一指定接觸對,分析結(jié)果被高精度實物試驗所驗證。此外Abaqus/Explicit中還提供了10結(jié)點的修正四面體單元,可以實現(xiàn)對幾何形狀復(fù)雜的結(jié)構(gòu)快速劃分網(wǎng)格和并達到高精度模擬接觸應(yīng)力的要求。

核電站地震響應(yīng)分析

俄羅斯Atomenergoproekt研究所使用Abaqus有限元軟件模擬核電站在地震載荷、空氣爆炸、飛行器碰撞等特殊動力沖擊下的響應(yīng)譜,確保結(jié)構(gòu)的安全性。由于核電站結(jié)構(gòu)存在復(fù)雜的振動模態(tài)形式,采用三維有限元的計算結(jié)果比原來采用的基于梁理論的分析方法更加貼近實際。Abaqus/Standard有完整的頻域動力學(xué)解決方案,包括:自振頻率提取,模態(tài)動力學(xué),基于模態(tài)和直接積分的穩(wěn)態(tài)動力學(xué)分析,隨機響應(yīng)分析,響應(yīng)譜分析等等。以上所有分析可以基于線性或者非線性的狀態(tài)進行(如考慮結(jié)構(gòu)預(yù)載荷的頻率提取分析),通過step by step的分析方法來實現(xiàn)多步驟的分析。結(jié)構(gòu)基礎(chǔ)的位移,速度或加速度可以設(shè)置成隨時間變化(模態(tài)動力學(xué))或隨頻率變化(穩(wěn)態(tài)動力學(xué))。配合Abaqus/Explicit時域動力學(xué)的分析方法,可以為該類振動和沖擊問題提供完整的解決方案。
 

核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)可靠性分析

據(jù)報道,自海灣戰(zhàn)爭以來,伊拉克南部地區(qū)癌癥發(fā)病率增加了6倍,受害最嚴重的是兒童和青少年,兒童癌癥死亡率由戰(zhàn)爭前的2.3‰增加到16.6‰,主要原因與貧鈾造成的該地區(qū)環(huán)境污染有關(guān)。有一支負責(zé)清除海灣地區(qū)戰(zhàn)后貧鈾的隊伍,在事后均檢查出腎和呼吸道疾病,尿鈾水平高出正常值2000%。由此可見,核輻射不僅造成直接參與人員體內(nèi)放射性沾染,還可通過環(huán)境污染作用于附近動植物,進而造成更多人員健康危害。

右圖結(jié)構(gòu)為日本核動力工程公司設(shè)計工程師采用Abaqus軟件對相關(guān)核反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)進行的應(yīng)力分析。此類結(jié)構(gòu)外層殼為預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土結(jié)構(gòu),內(nèi)殼為鋼板結(jié)構(gòu)。分析目的是為了防止核容器壁在工作過程中出現(xiàn)開裂造成核泄漏。

有缺陷的核反應(yīng)堆壓力容器分析

在壓力容器工作情況下,過快的溫度變化是一種嚴酷的載荷條件,并由此產(chǎn)生高度非線性內(nèi)表面。在此情況下內(nèi)表面的缺陷會對壓力容器的安全性產(chǎn)生極大的影響,針對缺陷附近的裂紋擴展的3-D有限元分析是非常必要的。

ASME 壓力容器和鍋爐設(shè)計標準要求在設(shè)計階段必須進行假定的缺陷分析(ASME Section III, 1986);設(shè)計標準同時還要求對運行的核反應(yīng)堆壓力容器檢驗中檢測到的缺陷用裂痕擴展允許準則進行評估(ASME Section XI, 1986)。 由于LEFM和對模型過于簡化的2-D斷裂分析的局限性,ASME 壓力容器和鍋爐設(shè)計標準所要求的斷裂分析方法過于保守,例如:針對無限長的軸向裂紋的平面應(yīng)變模型和針對連續(xù)周向裂紋的軸對稱模型。針對核反應(yīng)堆壓力容器的脆性材料的非線性分析是十分必要的。

下圖為某核反應(yīng)殼錨結(jié)系統(tǒng)混凝土開裂分析(該項目由美國Sandia國家實驗室資助,AMES實驗室完成)。

輕水反應(yīng)堆中管道的安全分析

2004年8月9日,日本中部位于東京以西約350公里福井縣美濱核電站3號反應(yīng)堆發(fā)生蒸氣管道泄漏事故,導(dǎo)致4人死亡,7人受傷。雖然核輻射物質(zhì)沒有泄漏,但這次核電站事故在日本國內(nèi)造成巨大沖擊。據(jù)日本官方調(diào)查發(fā)現(xiàn),渦輪機房內(nèi)直徑約50厘米的配水管道上有肉眼能看見的漏洞,導(dǎo)致高壓水蒸汽泄漏。

核反應(yīng)堆中遍布管道,針對正常工況下在彎矩和內(nèi)壓的作用下管道在蠕變區(qū)內(nèi)的彎曲問題、有缺陷管子接頭在蠕變區(qū)內(nèi)的彎曲及斷裂分析、厚壁管道的蠕變計算,過壓情況下管道旋轉(zhuǎn)、撞擊、塌陷、塑性變形、跟材料應(yīng)變率相關(guān)的變形,地震引起的管道響應(yīng),包括線性和非線性響應(yīng)等情況,美國電力研究所和德國Bergisch-Gladbach實驗室均進行了相關(guān)研究。

核廢料箱中氫的自燃或自爆的研究

(Finished by Westinghouse Savannah River Company, SC, USA)
由于完全處理核廢料迄今還沒有妥善辦法,就只能設(shè)法安全儲藏?，F(xiàn)有的技術(shù)可以保證上千年的安全儲藏,但是必須該儲藏地是地質(zhì)上非常穩(wěn)定的。如果在這些廢料的存儲過程中沒有經(jīng)過妥善處理,或者儲存核廢料的設(shè)施發(fā)生嚴重老化,這些核廢料完全可以在空氣中自燃,一旦遇水就會發(fā)生爆炸。自燃或自爆將導(dǎo)致存儲容器在壓力載荷下瞬間發(fā)生較大變形,同時,由于劇烈的溫度變化還會導(dǎo)致容器材料迅速失效,影響整體結(jié)構(gòu)的性能,甚至造成災(zāi)難性后果。

改進氣冷堆(AGR)石墨減速劑的分析

AGR安全要求堆芯中的控制棒和燃料棒運動時不能相互阻礙,同是又要被完好地冷卻。下面的工作由英國核電有限公司完成,他們對AGR堆芯進行3-D力學(xué)分析,并考慮控制棒和燃料棒運動到不同的位置時通道的形狀仍然適合在自重,輻射變形(irradiation deformation),外界負載,水平開鎖系統(tǒng)強制力回赴原狀。