核一级承压设备分析法设计软件系统研究
秦承军，贺寅彪
（上海核工程研究设计院，上海 200233）
摘要：根据实际工程中多年积累的核级承压设备力学分析、研究和核电厂的运行经验，结合实际的有限元分析软件，对前期的力学分析和评定工作进行方法上的归纳总结和分析推广，初步实现设计分析一体化，以求在今后新的核电厂核级承压设备的设计分析，比如百万级核电站的设计中，通过该软件系统，将多年积累的大量实际工程经验体现到新的工程设计中去，以提高设计分析的效率，缩短核级压力设备设计和建设周期。 关键词：核一级承压设备；分析法设计；核电厂；设计分析一体化
1 前言
“核电厂核级压力设备设计分析专用程序系统研究”是中国核工业总公司在“九五”期间开展的“先进压水堆核电站关键技术研究”项目的一个研究子项，“核一级承压设备分析法设计软件系统研制”是其中的子课题。本文对此子课题的实现方法进行阐述。
在研制过程中，采用的分析平台是大型通用有限元分析程序ANSYS软件。该软件提供了大量单元种类和多种分析类型，并提供了APDL语言工具用于深入开发，具有适用范围广、通用性强，用户界面友好的特点，是中国压力容器委员会推荐使用的有限元分析软件，选择ANSYS作为主体开发平台，便于成果的推广应用。
本课题根据在实际工程中多年积累的核级承压设备力学分析、研究和核电厂的运行经验，结合实际所用的有限元分析软件，对前期的力学分析和评定工作进行方法上的归纳总结和分析推广，初步实现设计分析一体化，以求在今后新的核电厂核级承压设备的设计分析，比如百万级核电站的设计中，通过该软件系统，将多年积累的大量实际工程经验，体现到新的工程设计中去，以提高设计分析的效率，缩短核级压力设备设计和建设周期。
图1给出分析法设计应考虑的基本内容及技术路线。
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CAD接口 初步设计 确定初步尺寸、形状 稳态载荷 分析法设计 瞬态载荷 机械 温度、压力 其它 温度、压力 机械 地震 失水 其它假想事故 静态分析 流体、热工参数分析 （或数据库） 参数化力学模型数据库 准静态、动态分析 设计瞬态温度压力分析、地震输入等数据库 应力、变形、疲劳、断裂等分析（特殊瞬态密封分析） ASME规范与国内规范材料数据库 应力强度 载荷组合（设计、运行、试验等工况） 设计疲劳强度 临界断裂应力强度因子 变形 密封准则 设计计算或功能要求 分析法设计鉴定 不满足 满足 最终设计成立 反馈初步设计 CAD接口
图1 分析法设计应考虑的基本内容及技术路线
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2 本系统研究问题的分解
在本系统的研制过程中，对问题进行了逐层分解，形成不同的功能模块和相应接口。
本系统研究的问题是“核一级承压设备的设计、应力分析与应力评定”，围绕着“核一级承压设备”这个实体，可以划分成三个基本子域，即设计子域、应力分析子域和应力评定子域。图2显示了它们之间的基本关系。
设计子域
图2 “核一级承压设备的设计、应力分析与应力评定”问题的分解
在设计子域的实现中得到“核一级承压设备”各种具体的功能部件模块，通过设计软件和分析软件的接口，设计数据如CAD图纸等可以转换到应力分析子域，处理后形成某个设备或者部件的参数化力学分析模型库，并在应力分析子域中进行分析验证，分析获得的结果将传递到应力评定子域。在应力评定子域中，根据应力分析子域获得的结果，按照“核一级承压设备”适用的规范评定模块，给出一个评价。如果评价不能满足“核一级承压设备”的应力评定要求，就需要将有关不符合项信息和相应建议反馈给设计子域，由设计子域根据反馈的信息对原设计进行调整，并重复上述设计-分析-评定的过程，直到应力评定子域给出的评价能够满足“核一级承压设备”的要求。 本系统主要研究应力分析子域、应力评定子域的方法。
分析结果 应力分析子域 应力评定子域 模型数据 评定反馈数据 研究问题：核一级承压设备的设计、应力分析与应力评定 核一级承压设备 第 3 页 共 12 页
3 核一级承压设备应力分析过程
核一级承压设备应力分析与应力评定流程见图3。 设计输出数据（如CAD文件、材料数据、设计载荷、设计瞬态等数据） 接口、整理、简化及补充 有限元分析输入数据（如模型数据、材料数据、各类载荷数据、分析评定要求等） 工况信息 (.inf)文件 所有工况计算执 行控制（.bat）文件，用来启动 ANSYS程序 图3 核一级承压设备应力分析与应力评定流程
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归类 材料数据库(.SI_MPL)文件 力学模型库数据 的稳态载荷数据，如约束、内压、其它机械载荷等 的瞬态载荷数据（.tbl）文件，如内压、环境温度、换热系数等 其它载荷数据 有限元模型库文件 .mod文件 非的稳态载荷数据 非的瞬态载荷数据，如螺栓载荷等 ANSYS有限元分析流程控制程序（.ans文件），包括各稳态工况、瞬态工况。多数工况的计算共用一个流程控制程序，特殊工况允许单独的流程控制程序 ANSYS程序对每个工况分别进行分析求解并保存所有的结果文件供评定用 遵照规范进行所需评定，结果是否满足规范要求？ 满足 给出结论 不满足 反馈设计
该流程作为核一级承压设备应力分析与应力评定过程的指导，本系统中核一级承压设备的静力分析，A、B级工况瞬态应力分析以及疲劳分析方法的研究都是基于该流程开展的。
3.1 CAD接口与力学分析模型库、材料库
进行力学分析的计算模型是对设计域提供的数据的抽象。有两类设计输出数据可以使用：①设计提供所设计对象的几何形状、空间尺寸、材料性能、设计考虑的载荷与边界条件、设计必须满足的各种等图纸和数据资料；②设计直接提供计算机输出的CAD系统的模型文件以及相关的其它数据文件。比较而言，第二种方式能够充分利用计算机的功能，方便设计与分析的相互信息反馈、更加有利于设计分析流程中生产效率的提高。
本系统接受从上述两类方法获得的设计输出数据，经过修整和处理后均可以得到力学分析模型。处理后形成的模型库文件和必要的参数文件可供其后的分析过程引用。
在模型库的形成中，所用的材料性质作为模型的一个属性输入。因此，本系统在对不同核电厂的核一级承压设备进行调研的基础上，选择了常用的铁素体钢、奥氏体不绣钢、镍基合金钢和高强螺栓钢建立一个本程序系统专用的材料数据库，汇集了需要的材料性质，按照系统需要的格式形成材料库接口。在模型库的生成过程中通过该接口输入相应的材料性质，如果该模型中以后只是所用材料发生变化，只需修改或增减对应的材料库条目，而不需要重新生成全部模型库。
图4表示在本系统中形成力学分析模型库的基本流程
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保存参数文件(.para) 保存模型库文件(.db) 图4 模型库生成流程
3.2 设计工况、C级工况、D级工况和试验工况的静力分析流程
设计工况、C级工况、D级工况和试验工况等几个工况的力学分析中不涉及瞬态计算，因此都归入静力分析一类。C级工况、D级工况和试验工况实际上各自包含有多个设计瞬态，但是按照规范规定只需要对一次应力进行评定，对于基频大于33Hz的核一级承压设备仅进行静力分析，分别取它们的包络工况作为计算工况。
图5表示了在本系统中静力分析的流程
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用户建模 从CAD获得 定义所有模型参数 将CAD文件输入ANSYS 并进行转化 生成几何模型 并定义几何部件 修整获得几何模型 并定义几何部件 定义有限元单元类型及选项（如轴对称） 从材料库输入材料属性 划分有限元网格并定义各类几何部件与有限元部件 以方便以后施加约束、载荷等边界条件 施加固定不变的约束与载荷项； 定义相关的函数和宏过程
从力学分析模型库获得分析模型和相关参数 载荷参数处理 ANSYS静力分析流程程序计算 保存分析结果 图5 静力分析流程图
3.3 A、B级工况的瞬态分析流程和瞬态载荷库
图6是本系统进行瞬态分析的流程图。
保存计算结果和所有参数 并初步后处理 图6 本系统进行瞬态分析的流程图 进行不考虑机械惯性载荷的 瞬态热—结构耦合场瞬态应力分析 采用耦合场单元进行 稳态计算获取初始条件 从瞬态载荷库获取 该工况的载荷数据 从命令行获取参数 从工况信息文件获取 该工况的信息参数 从力学分析模型库 获取分析模型和参数 第 7 页 共 12 页
由于核一级承压设备在瞬态工况中往往同时受到温度和压力变化的影响，必须进行热-结构的耦合场分析。通常有两种方式进行耦合场分析：间接法和直接法。间接法是在两个物理场中采用常规的分析单元和分析方法各自求解，通过将其中一个场的分析结果传递到另一个场中作为外加载荷，多次求解得到近似的解耦合后的准静态解，其好处是不用求解耦合方程，计算相对简单，计算时间短，占用的计算机资源少，但在多步求解过程中，需要分析者对每一个物理场的每一步计算结果都进行仔细分析，根据工程意义找出其中所需的数据用于另一个物理场或者下一步的求解，需要较多的人工参与；直接法是采用包含两个物理场信息的耦合单元一次求解耦合方程得出结果，不需要过多的人工干预，但由于耦合方程往往包含非线性成分，因此需要更多的计算机资源和计算时间。在本系统中，根据以往工程经验，核一级承压设备经受的压力瞬态变化较慢，可以忽略机械惯性载荷项的影响，因此我们采用了直接法求解，既可以减少人工干预求解的程度，又使计算时间比较经济。
从图6中看到，我们对每个工况都形成了瞬态载荷库，作为瞬态分析流程的重要组成部分。对某个分析模型来说，瞬态载荷库使分析过程和载荷数据相对分离，方便了载荷数据的修改，提高了分析效率以及缩短了对设计的反馈周期。
瞬态载荷库由工况信息和载荷库数据表组成。对于每个瞬态工况的载荷数据，我们将其构造成工况信息和载荷库数据表两个部分。工况信息定义了在系统的瞬态求解过程中如何使用具体载荷的控制参数，瞬态载荷库数据表给出了每个瞬态工况的具体载荷数据：温度瞬态、压力瞬态、换热系数等载荷数据。目前形成的基本瞬态载荷库基于工程背景，对于尚处于初步设计状态，还未明确设计瞬态的新工程，可以作为有益的参考。
3.4 疲劳分析流程
疲劳分析是在A、B级工况瞬态分析结果的基础上进行的。因此，进行疲劳分析需要花费相当
多的计算资源和计算时间，不可能也不需要对结构上每个部位都进行疲劳分析。只需要分析结构特征和各类工况计算情况，结合已有工程经验，选取合适的部位进行几次疲劳分析和评定。本系统提供了进行疲劳分析的过程，图7是疲劳分析的流程图。
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从力学分析模型库获取分析模型 在给定的分析位置获取所有A、B级瞬态工况的瞬态分析结果数据以及每个瞬态工况的发生次数 图7 疲劳分析的流程图
4 核一级承压设备应力评定过程
完成了应力分析后，我们可以进行应力评定，在应力评定时遵循的标准，考虑的载荷及将在下文中给出。
4.1 引用标准
ASME B&PV Code Sec. Ⅲ: Sec.Ⅱ；SRP.3.9.3/NUREG-0800；NUREG-0484；ANSI 51.1；EJ383-“设计瞬态规定”。
4.2 载荷、载荷组合与使用
在设计任务书中，用户或其代理人应对每一个设备确定其载荷及载荷组合，并规定其相应的设计、使用和试验极限。在本系统中采用的载荷，应考虑装置或系统在其设备的预定使用寿期期间预期会出现和假定会出现的所有运行工况和试验工况。
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根据结构特征和工程经验选择一组需进行疲劳分析的典型部位 定义疲劳分析的数据量 从材料库获得设计疲劳曲线 给出需要进行疲劳分析的位置 进行疲劳分析计算
通常包括了设计内压、设计温度和机械载荷的设计载荷是分析法设计的基本载荷；设备的设计瞬态是分析法设计的重要载荷。此外还应考虑螺栓载荷、接管载荷及支座反力、地震载荷、重量载荷、其他机械载荷以及若干载荷组合的影响。
ASME规范对设计载荷、使用载荷和试验载荷提出六类可应用的：设计级、A级、B级、C级、D级和试验级，表1给出核一级承压设备在规定的使用载荷时容许的使用。
表1 核一级承压设备在规定的使用载荷时容许的使用
电厂事件
1．正常运行
2．电厂/系统运行瞬态+运行基准地震
3．设计基准管道破裂 4．主蒸汽/给水管道破裂
5．设计基准管道破裂或主蒸汽/给水
管道破裂+安全停堆地震 6．失水事故
7．失水事故+安全停堆地震
4.3 应力分类与应力
分析法设计是采用对应力进行分类的概念，即根据其在结构中的具体部位和分布、对结构失效的重要性及产生应力的载荷类型来确定其类别。不同类别的应力有不同的许用极限。应力分类的总原则源自“等安全裕度原则”，危险性较小的应力可以比危险性较大的应力取较高的许用应力（设计应力强度值）。
按照ASME规范NB分卷，应力可分类为一次应力、二次应力和峰值应力：①一次应力是为了平衡压力与其他机械载荷所必须的应力；②二次应力是为满足相邻元件间的约束条件或自身变形连续要求所需的应力，二次应力的基本特征是自限的；③峰值应力是附加在一次加二次应力之上的应力增量，它不会引起任何明显的变形，但它却是疲劳裂纹产生的根源或可能断裂的原因。
表2以铁素体钢为例给出使用和应力的关系。
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系统工
况类别 正常 异常 紧急 故障 故障 故障 故障
使用载荷组合
持续载荷
持续载荷+电厂/系统运行瞬态+运行基准地震载荷
持续载荷+设计基准管道破裂载荷
持续载荷+主蒸汽/给水管道破裂载荷
持续载荷+设计基准管道破裂或主蒸汽/给水管道破裂+安全停堆地震载荷 持续载荷+失水事故载荷
持续载荷+失水事故+安全停堆地震
使用级别 A B C D D D D
表2 铁素体钢的使用及应力
使用 设计
各类应力强度 Pm PL （PL+Pb）
[注1]
(PL+Pb+Q)r (PL+Pb+Q+F)
Pm PL （PL+Pb）
Pm PL （PL+Pb）
Pm
（Pm+Pb）
应力
Sm 1.5Sm 1.5Sm 3Sm U1.0
max{1.2Sm，Sy} max{1.8Sm，1.5Sy} max{1.8Sm，1.5Sy}
0.7Su 1.05Su 1.05Su 0.9Sy
1.35Sy Pm0.67Sy
（2.15Sy－1.2Pm) 0.67SyPm0.9Sy A、B级
C级
D级
试验
[注2]
注1：括弧表示应力组合后的应力强度，下标r表示最大范围。 注2：Sy取试验温度对应值。
表中符号说明：
Sm为对应温度下的材料设计应力强度值；Sy为对应温度下的材料屈服强度值；Su为对应温度下的材料抗拉强度值；Pm为总体一次薄膜应力强度；PL为局部一次薄膜应力强度；Pb为一次弯曲应力强度；Q为二次应力强度；F为峰值应力强度；（Pm（或PL）+Pb+Q）r为不包括峰值应力的应力强度波动范围；Pm（或PL）+Pb+Q +F为总应力强度; U为疲劳累积损伤系数。 5 结语
本系统在秦山一期和PC工程设计、分析和试验研究基础上完成了符合规范和行业标准的核一级承压设备专用材料库、反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器等各部件的参数化力学分析模型库、设计瞬态基本载荷库、规范评定模块、分析软件与设计软件数据交换的过程研究等工作，建立起符合规范要求的核一级承压设备设计分析专用程序系统，为设计优化提供了有效手段，可应用于百万千瓦级压水堆核电站核一级承压设备的设计分析以及其它核工程、民用工程的承压容器设计分析。
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Software System Developing for Design by Analysis of ASME Code Class 1 Components
QIN Cheng-jun, HE Yin-biao
（Shanghai Nuclear Engineering Research & Design Institute, Shanghai 200233）
Abstract: The integral software system for design and analysis was developed based on many years’ mechanics analysis, research and NPP’s practice for the ASME Code Class 1 components and the existing programs. Such integral software system, which cumulated a lot of engineering experience about design by analysis for NPP’s components, can be applied for the design of the subsequent about 1000 MW NPP’s and other nuclear engineering projects. The efficiency of design and analysis will be promoted and the construction period of ASME Code Class 1 components will be shortened if the software system is used.
keywords: ASME Code Class 1 components; design by analysis; Nuclear Power Plant; integrated design and analysis
作者简介：
秦承军（1972——），男，工程师，1994年毕业于同济大学，现从事反应堆结构力学专业。 贺寅彪（1962——），男，工程师，1984年毕业于同济大学，现从事反应堆结构力学专业。
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