典型用户包括美国Los Alamos国家实验室,美国Sandia国家实验室, 美国电力研究协会,日本原子能研究所,中国核动力研究设计院,中国工程物理研究院,北京核工程研究设计院、中国核工业第一研究设计院、中国核工业第二研究设计院 等。

核反应堆结构热应力分析
核反应堆结构在温度载荷作用下会产生热应力。Abaqus具有强大的热固耦合分析功能,包括:稳态热传导和瞬态热传导分析,顺序耦合热固分析,完全耦合热固分析,强制对流和辐射分析,热界面接触,热电耦合等等。可以定义从简单弹塑性模型到随温度变化材料常数的热塑性、热硬化性、高温蠕变等复杂材料模型,来模拟金属、石墨、聚合物、复合材料等工程材料的热学和力学性质。

Abaqus包括51种纯热传导和热电耦合单元,83种隐式和显式完全热固耦合单元,覆盖杆、壳、平面应变、平面应力、轴对称和实体各种单元类型,包括一阶和二阶单元,为用户建模提供极大的方便。

 

预应力混凝土压力容器安全性分析

预应力混凝土结构是由普通钢筋混凝土结构发展而来,是预应力钢筋混凝土的简称,它对减轻结构自重、提高抗震能力、充分发挥材料的强度、降低工程造价、改善结构构件受力性能和扩大钢筋混凝土使用范围等方面,都显示出良好的效果。已广泛应用在包括工业与民用建筑、桥梁、轨枕、压力管道、电杆、桩、储液和储气池罐等方面,如大跨度预应力混凝土屋架,屋面板,整体式或拼装式的公路与铁路桥梁,此外,在矿井支架、海港码头、水压机架、岩体加固和水泥船等方面也广泛应用。
该项目由美国核管理委员会(NRC)和核动力工程公司(NUPEC)组织并资助,用于研究核容器在超过设计压力时的性能。该项目包括几个阶段,其中一个阶段是将预应力混凝土压力容器(PCCV)结构内压加到失效状态,在55个标准的输出位置预计变量的演化过程。核容器设计压力: 0.39MPa; 线性增加到 0.78MPa; 高度非线性 (开裂): 0.78MPa 到 1.4MPa。Abaqus拥有复杂的混凝土损伤模型,灵活的Rebar单元模拟钢筋,高精度非线性求解,对大规模三维模型进行并行计算等功能来完成该项目的模拟。

 

 

核爆炸模拟

地下核武器试验在1992年停止,美国在1995年启动了加速战略计算计划(ASCI),目的是发展基于计算机模拟的虚拟试验和设计。该计划最关心的是结构和材料在高应变率、冲击、爆炸、压缩和其它动力学载荷作用下的响应。Abaqus/Explicit显式积分求解器在Los Alamos实验室用于模拟导弹击中地面 15毫秒内武器的响应情况,并在ASCI蓝山超级计算机上运行超过20万小时。

核燃料跌落模拟

美国能源部爱达荷国家工程与环境实验室(INEEL)长期使用Abaqus有限元软件,其中一个重要问题是采用Abaqus模拟压水式反应堆中燃料棒束在假设的事故下发生跌落而产生的可能破坏。在该结构中,204个燃料棒捆绑在一起并由多个金属支撑网固定。求解器采用Abaqus/Explicit进行分析,问题难点包括燃料棒、支撑网和刚性地面之间复杂的接触定义,运用Explicit中的通用接触(General Contact)可以简单方便地完成接触定义而无需一一指定接触对,分析结果被高精度实物试验所验证。此外Abaqus/Explicit中还提供了10结点的修正四面体单元,可以实现对几何形状复杂的结构快速划分网格和并达到高精度模拟接触应力的要求。

         

核电站地震响应分析

俄罗斯Atomenergoproekt研究所使用Abaqus有限元软件模拟核电站在地震载荷、空气爆炸、飞行器碰撞等特殊动力冲击下的响应谱,确保结构的安全性。由于核电站结构存在复杂的振动模态形式,采用三维有限元的计算结果比原来采用的基于梁理论的分析方法更加贴近实际。Abaqus/Standard有完整的频域动力学解决方案,包括:自振频率提取,模态动力学,基于模态和直接积分的稳态动力学分析,随机响应分析,响应谱分析等等。以上所有分析可以基于线性或者非线性的状态进行(如考虑结构预载荷的频率提取分析),通过step by step的分析方法来实现多步骤的分析。结构基础的位移,速度或加速度可以设置成随时间变化(模态动力学)或随频率变化(稳态动力学)。配合Abaqus/Explicit时域动力学的分析方法,可以为该类振动和冲击问题提供完整的解决方案。
 

核反应堆结构可靠性分析

据报道,自海湾战争以来,伊拉克南部地区癌症发病率增加了6倍,受害最严重的是儿童和青少年,儿童癌症死亡率由战争前的2.3‰增加到16.6‰,主要原因与贫铀造成的该地区环境污染有关。有一支负责清除海湾地区战后贫铀的队伍,在事后均检查出肾和呼吸道疾病,尿铀水平高出正常值2000%。由此可见,核辐射不仅造成直接参与人员体内放射性沾染,还可通过环境污染作用于附近动植物,进而造成更多人员健康危害。

右图结构为日本核动力工程公司设计工程师采用Abaqus软件对相关核反应堆结构进行的应力分析。此类结构外层壳为预应力钢筋混凝土结构,内壳为钢板结构。分析目的是为了防止核容器壁在工作过程中出现开裂造成核泄漏。

有缺陷的核反应堆压力容器分析

在压力容器工作情况下,过快的温度变化是一种严酷的载荷条件,并由此产生高度非线性内表面。在此情况下内表面的缺陷会对压力容器的安全性产生极大的影响,针对缺陷附近的裂纹扩展的3-D有限元分析是非常必要的。

ASME 压力容器和锅炉设计标准要求在设计阶段必须进行假定的缺陷分析(ASME Section III, 1986);设计标准同时还要求对运行的核反应堆压力容器检验中检测到的缺陷用裂痕扩展允许准则进行评估(ASME Section XI, 1986)。 由于LEFM和对模型过于简化的2-D断裂分析的局限性,ASME 压力容器和锅炉设计标准所要求的断裂分析方法过于保守,例如:针对无限长的轴向裂纹的平面应变模型和针对连续周向裂纹的轴对称模型。针对核反应堆压力容器的脆性材料的非线性分析是十分必要的。

下图为某核反应壳锚结系统混凝土开裂分析(该项目由美国Sandia国家实验室资助,AMES实验室完成)。

轻水反应堆中管道的安全分析

2004年8月9日,日本中部位于东京以西约350公里福井县美滨核电站3号反应堆发生蒸气管道泄漏事故,导致4人死亡,7人受伤。虽然核辐射物质没有泄漏,但这次核电站事故在日本国内造成巨大冲击。据日本官方调查发现,涡轮机房内直径约50厘米的配水管道上有肉眼能看见的漏洞,导致高压水蒸汽泄漏。

核反应堆中遍布管道,针对正常工况下在弯矩和内压的作用下管道在蠕变区内的弯曲问题、有缺陷管子接头在蠕变区内的弯曲及断裂分析、厚壁管道的蠕变计算,过压情况下管道旋转、撞击、塌陷、塑性变形、跟材料应变率相关的变形,地震引起的管道响应,包括线性和非线性响应等情况,美国电力研究所和德国Bergisch-Gladbach实验室均进行了相关研究。

核废料箱中氢的自燃或自爆的研究

(Finished by Westinghouse Savannah River Company, SC, USA)
由于完全处理核废料迄今还没有妥善办法,就只能设法安全储藏。现有的技术可以保证上千年的安全储藏,但是必须该储藏地是地质上非常稳定的。如果在这些废料的存储过程中没有经过妥善处理,或者储存核废料的设施发生严重老化,这些核废料完全可以在空气中自燃,一旦遇水就会发生爆炸。自燃或自爆将导致存储容器在压力载荷下瞬间发生较大变形,同时,由于剧烈的温度变化还会导致容器材料迅速失效,影响整体结构的性能,甚至造成灾难性后果。

改进气冷堆(AGR)石墨减速剂的分析

AGR安全要求堆芯中的控制棒和燃料棒运动时不能相互阻碍,同是又要被完好地冷却。下面的工作由英国核电有限公司完成,他们对AGR堆芯进行3-D力学分析,并考虑控制棒和燃料棒运动到不同的位置时通道的形状仍然适合在自重,辐射变形(irradiation deformation),外界负载,水平开锁系统强制力回赴原状。