068_基于ANSYS的核电厂安全壳结构的非线性有限元分析.pdfVIP

基于 ANSYS 的核电厂安全壳结构的 非线性有限元分析 孙 锋 .环境保护部 核与辐射安全中心, 北京 100082 摘要：对核电厂预应力混凝土安全壳结构进行了内压作用下的非线性有限元分析。详细介绍了 ANSYS 中 的混凝土单元 SOLID65 及混凝土材料的本构关系，并对非线性求解过程中影响收敛的因素进行了分析。以 福清核电厂 5、6 号机组内层安全壳为工程实例进行有限元计算，1.5 m 至 3.0 m 标高范围内的径向位移大 于其它高度的径向位移，标高 2.0 m 左右的径向位移最大；内压加至 0.5MPa，模型结构仍处于受压状态， 满足使用要求。分析表明，福清核电厂安全壳结构在设计内压作用下是安全的，可为安全壳整体性试验提 供参考。 关键词：ANSYS ；SOLID65 单元；安全壳结构；非线性分析；本构模型 Nonlinear finite element analysis of containment structure in nuclear power plant based on ANSYS Abstract: Nonlinear finite element analysis of nuclear power plant prestressed concrete containment structure subjected to internal pressure is carried out. solid65 element and constitutive model of concrete in ANSYS are introduced in details, and solution controls methods are put forward . In numerical simulation, The radial displacement between 1.5m and 3.0m model height is larger than that at other level, and the radial displacement at about 2.0m height is the maximum. Because of prestressing, the model structure is under compression till internal pressure is up to 0.5MPa，and it satisfies the design requirement. Analysis of the model structure shows that the containment is safe under the given inner pressure，which can contribute to the integrity test of concrete containment structure. Key words: ANSYS; solid65 element; containment structure; nonlinear analysis; constitutive model 1 前言 我国已建核电厂安全壳均为预应力钢筋混凝上结构。安全壳结构的主要用途是屏蔽 发生基准失水事故时产生的辐射物质，防止外物的袭击等，具有承受内压并不出现混凝 上裂缝的能力。为保证安全壳正常运行，在启动反应堆前，须进行整体性能试验，试验 1 最高压力一般为设计基准压力的 1.15 倍，同时对安全壳结构进行试验吻合分析和极限 承载能力验算。在内压作用下是否安全，是安全壳设计的关键，有必要通过实验和理论 计算进行研究。 钢筋混凝土性质复杂