一種考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法
【專利摘要】本發(fā)明涉及一種考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，該方法根據結構和水的不同材料特性，采用不同的有限元網格描述方式，廠房墻體和水箱結構采用拉格朗日網格方式模擬，水體部分采用歐拉網格方式模擬，采用流固耦合分析方法和顯式動力學分析方法，從不同材料網格特性、相互接觸關系、流體狀態(tài)方程與結構動力學方程等方面出發(fā)，真實模擬地震作用下外掛水箱中水與結構的相互作用。本發(fā)明可解決形狀復雜、液面凈空較小的水箱結構的水和結構在地震作用下相互耦合作用的分析問題。
【專利說明】一種考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法
【技術領域】
[0001]本發(fā)明涉及一種核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，尤其涉及形狀不規(guī)則、液面凈空較小、地震作用下水與結構的相互作用較為明顯的水箱結構。
【背景技術】
[0002]核電廠對地震作用下的安全性有很高要求，尤其是核電廠中的水箱結構，在地震作用下，水箱中的水的晃動效應會對結構產生附加的內力響應，準確分析該內力響應，對核電廠水箱的設計具有重要的指導作用。
[0003]目前國際上已有的核電廠水箱結構設計中，水在地震作用下的晃動效應，通常通過以下兩種方法計算:(1)將水箱內的水轉化為集中質量固結于水箱墻體上，直接進行整體抗震分析，而忽略了水箱水的晃動參與質量、以及水-結構流固耦合作用的影響，計算結果偏于保守。(2)水對結構的作用分為晃動水和沖動水兩部分，根據經驗公式計算得到沖動水的參與質量，模擬質量點參與結構整體抗震分析。而局部的晃動力作用，通過經驗公式計算液面晃動高度的形式估算。此方法無法考慮晃動水對于水箱頂板的沖擊作用，因此不適用于水箱形狀復雜、水面凈空較小的情況。
【發(fā)明內容】
[0004]本發(fā)明的目的是克服目前國際上已有方法比較簡化、計算結果偏于保守、無法分析形狀復雜和水面凈空較小的水箱結構等問題，提供一種能夠充分考慮水和結構的相互作用，并且可應用于形狀復雜、水面凈空較小的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法。
[0005]本發(fā)明的技術方案如下:一種考慮流固稱合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，包括如下步驟:
[0006](I)根據核電廠外層安全殼及防護廠房的設計圖紙，建立與實際結構一致的三維有限元分析模型，其中，廠房墻體和水箱結構采用拉格朗日網格方式模擬，水箱中的水采用歐拉網格方式模擬；
[0007](2)分別確定結構和水體的有限單元類型、材料特性及本構模型；
[0008](3)確定流固耦合分析方法及水體與結構的接觸關系；
[0009](4)確定地震作用荷載及邊界條件；
[0010](5)采用顯示動力學分析方法進行求解，得到在地震作用下的結構響應；
[0011](6)將得到的結構在地震作用下的內力響應用于結構配筋設計。
[0012]進一步，如上所述的考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，步驟(I)中采用ABAQUS有限元分析軟件建立三維有限元分析模型。
[0013]進一步，如上所述的考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，步驟(2)中，結構的有限單元類型為三節(jié)點殼單元和四節(jié)點殼單元，水體的有限單元類型為縮減積分歐拉單元；結構的混凝土材料采用線彈性材料模型，水體的材料特性為不可壓縮粘性流體。
[0014]更進一步，如上所述的考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，步驟(2)中，水的材料本構模型采用狀態(tài)方程的形式描述，狀態(tài)方程根據單位質量的內能增量等于應力總功率與熱功率的和的方式建立。
[0015]進一步，如上所述的考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，步驟(3)中，采用相容拉格朗日-歐拉法模擬流固耦合作用關系，水體與結構的接觸關系通過罰函數法實現，根據流體與結構的接觸力為罰函數力的反作用力，在計算接觸力的過程中通過不斷迭代，平衡流體與結構的相互之間的相對位移，求得每一時刻的流體與結構的接觸力。
[0016]進一步，如上所述的考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，步驟(4)中，所述的邊界條件為模型底部施加X，Y，Z三個方向加速度時程，分別代表地震作用在三個方向的分量，峰值加速度為0.3g。
[0017]進一步，如上所述的考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，步驟(5)中，采用顯式動力學求解器ABAQUS/Explicit對核電廠外層安全殼及防護廠房結構的地震響應進行計算分析，獲得結構和流體在地震加速度荷載作用下的結構位移時程、結構單元應力、結構單元內力、水的晃動效果時程、晃動高度、結構與流體的相互接觸力。
[0018]進一步，如上所述的考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，步驟(6)中，結合Matlab程序化設計，首先，對結構單元的各個不同內力的時程提取各自的最大值；然后，進行單元內力最不利組合；最后，得到組合內力結果后，參考能源行業(yè)標準NB/T20012-2010《壓水堆核電廠核安全有關的混凝土結構設計要求》對結構進行配筋計算。
[0019]與現有的核電廠水箱結構抗震分析方法相比，本發(fā)明具有如下特點:
[0020]1、采用國際上得到廣泛認可的大型通用有限元分析軟件ABAQUS，模擬了整個核電廠外層安全殼及防護廠房結構的三維模型，結構模型具有真實性、準確性、和可靠性。
[0021]2、對于水箱中水的模擬，采用了更適用于描述變形較大、流動性較強的流體物質的歐拉網格描述方式，能更準確有效的描述在地震作用下的水箱中水的運動狀態(tài)。
[0022]3、本發(fā)明采用流固耦合分析方法和顯式動力學分析方法，從不同材料網格特性、相互接觸關系、流體狀態(tài)方程與結構動力學方程等方面出發(fā)，真實模擬地震作用下外掛水箱中水與結構的相互作用。
[0023]4、通過分析求解得到結構內力響應結果后，提取結構各個單元整個地震作用時程中的最大內力響應值，用于結構配筋設計，拓展了時程分析在結構設計中的應用。結合Matlab程序化設計，對結構內力輸出結果進行處理、配筋計算等。
[0024]5、本發(fā)明方法可以對外層安全殼外掛水箱相關部位結構設計進行優(yōu)化。通過外掛水箱流固稱合分析找到結構薄弱環(huán)節(jié)，提出如改變結構斷面等相應的優(yōu)化措施，進一步提高結構的安全性和可靠性。
[0025]6、本發(fā)明方法可解決形狀復雜、液面凈空較小的水箱結構的水和結構在地震作用下相互耦合作用的分析問題?！緦＠綀D】
【附圖說明】
[0026]圖1為外層安全殼外掛水箱平面不意圖；
[0027]圖2為外層安全殼外掛水箱剖面不意圖；
[0028]圖3為本發(fā)明的方法原理示意圖；
[0029]圖4為本發(fā)明中流體與結構接觸關系的定義方式示意圖。
[0030]圖1、圖2中，10.外層安全殼11.水箱A12.水箱B13.水箱C
[0031]圖3中，1.水箱結構(拉格朗日網格)2.歐拉網格3.歐拉網格部分位置填入水材料4.結構與水之間設置接觸關系5.結構底部輸入地震加速度時程
【具體實施方式】
[0032]下面結合附圖和實施例對本發(fā)明進行詳細的描述。
[0033]( I)建立三維有限元分析模型
[0034]外掛環(huán)形水箱屬于核電廠外層安全殼及防護廠房，位于外層安全殼筒體10上部，如圖1和圖2所示，水箱整體為圓環(huán)形，由隔板分三段，如圖中的水箱A-11，、水箱B-12、水箱C-13，每段水箱中有部分位置水深較深，水深為11.68m，水底標高為42.3m，其他位置水深為3.38m，水底標高50.6m ;水面標高為53.98m，水面凈空1.62m，水量共計約為3000噸。
[0035]在本發(fā)明方法分析中，采用國際通用有限元分析軟件ABAQUS建立三維有限元模型。根據結構和水的不同材料特性，采用不同的有限元網格描述方式。廠房墻體和水箱結構采用拉格朗日網格方式模擬(如圖3`中標號1)，拉格朗日單元網格隨材料的變形而變化，材料邊界清晰，是描述固體結構的最常用方法。水箱中的水采用歐拉網格方式模擬(如圖3中的標號3)，歐拉網格2在空間中固定不變，材料的位置狀態(tài)通過歐拉單元中的分布分數確定，歐拉的優(yōu)點是網格固定不會發(fā)生畸變，即使分析對象產生巨大的變形也不會對網格產生影響，適用于描述變形較大、流動性較強的流體物質。
[0036](2)確定單元類型、材料參數和本構模型
[0037]結構采用三節(jié)點殼單元和四節(jié)點殼單元。流體采用歐拉網格方式模擬，單位類型為縮減積分歐拉單元。
[0038]混凝土材料采用線彈性材料模型，彈性模量3.25X IO5Pa,泊松比為0.2，密度為2500kg/m3，結構阻尼比為0.07。
[0039]水的材料特性為不可壓縮粘性流體，密度為1000kg/m3，粘性系數為0.0OlPa.s,水中聲速1500m/s。水的材料本構模型采用狀態(tài)方程的形式描述，根據單位質量的內能增量等于應力總功率和熱功率的和:
dEvlI dp.[0040]p= (p - Vbv) p~^ + S:1 +
[0041]其中p是壓應力，P為密度，pbv是流體粘性產生的壓應力，S是應力偏量，e是應變偏量，Q是熱量，Em為內能密度，字母上的點表示時間導數。
[0042](3)流固耦合分析方法
[0043]整體廠房在地震作用的動態(tài)響應分析中，既包含變形不大的混凝土殼體，也包含存在巨大變形的液體。本發(fā)明采用相容拉格朗日-歐拉法模擬流固耦合作用關系。所謂相容拉格朗日-歐拉法，即結構殼體采用拉格朗日法描述，流體采用歐拉法描述，在相互接觸面結合這兩種方法，用來描述流體和結構的相互作用。本方法的優(yōu)勢在于:在求解流固耦合問題時可以直接利用流體力學和固體力學中的基本方程；此方法能在分析模型中包含固體和流體兩種材料，能真實的反應流體的流動特性，更重要的是能夠仿真流體與固體的耦合效應。在此方法中，結構與水之間設置接觸關系，如圖3中標號4所示的位置，接觸關系通過罰函數法實現。罰函數法的基本原理如圖4所示，F為罰函數力，k為接觸剛度，Δ為接觸穿透位移，F=kA，而流體與結構的接觸力為罰函數力的反作用力，即F_tac;t=-F，計算過程中通過不斷迭代，平衡流體與結構的相互之間的相對位移，并求得每一時刻的接觸力F_tart。
[0044]( 4 )地震作用荷載及邊界條件
[0045]結構承受的重力荷載通過在整個模型施加重力加速度實現，重力加速度g取值為:9.8m/s2。邊界條件為模型底部施加X，Y，Z三個方向加速度時程，如圖3中標號5所示，分別代表地震作用在三個方向的分量，峰值加速度為0.3g。
[0046](5)顯示動力學求解
[0047]本發(fā)明中，選用顯式動力學求解器ABAQUS/Explicit對外層安全殼及防護廠房在地震作用下的內力響應進行分析。顯式動力學分析對于求解廣泛的、各種各樣的非線性固體和結構力學問題是一種非常有效的工具。顯示動力學求解，可以獲得結構和流體在地震加速度荷載作用的位移、應力、內力等數值結果，其中結構內力可以用于結構的配筋計算。顯示動力學求解，基本動力學平衡方程如下:
[0048]uI (t) =Ivr1.(p-ι) I ω
[0049]節(jié)點質量矩陣M乘以節(jié)點加速度U等于節(jié)點合力(P-1 )，施加的外力P(地震作用、慣性力等)與單元內力I (單元內力、流體與結構的相互接觸力等)之間的差值，每個時間點的計算結果僅依賴于之前時刻，時間積分公式如下，其中?為節(jié)點速度，U為位移，△ t為時間積分步長。
【權利要求】
1.一種考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，包括如下步驟: (1)根據核電廠外層安全殼及防護廠房的設計圖紙，建立與實際結構一致的三維有限元分析模型，其中，廠房墻體和水箱結構采用拉格朗日網格方式模擬，水箱中的水采用歐拉網格方式模擬； (2)分別確定結構和水體的有限單元類型、材料特性及本構模型； (3)確定流固耦合分析方法及水體與結構的接觸關系； (4)確定地震作用荷載及邊界條件； (5)采用顯示動力學分析方法進行求解，得到在地震作用下的結構響應； (6)將得到的結構在地震作用下的內力響應用于結構配筋設計。
2.如權利要求1所述的考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，其特征在于:步驟(I)中采用ABAQUS有限元分析軟件建立三維有限元分析模型。
3.如權利要求1或2所述的考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，其特征在于:步驟(2)中，結構的有限單元類型為三節(jié)點殼單元和四節(jié)點殼單元，水體的有限單元類型為縮減積分歐拉單元；結構的混凝土材料采用線彈性材料模型，水體的材料特性為不可壓縮粘性流體。
4.如權利要求3所述的考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，其特征在于:步驟(2)中，水的材料本構模型采用狀態(tài)方程的形式描述，狀態(tài)方程根據單位質量的內能增量等于應力總功率與熱功率的和的方式建立。
5.如權利要求1所述的考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，其特征在于:步驟(3)中，采用相容拉格朗日-歐拉法模擬流固耦合作用關系，水體與結構的接觸關系通過罰函數法實現，根據流體與結構的接觸力為罰函數力的反作用力，在計算接觸力的過程中通過不斷迭代，平衡流體與結構的相互之間的相對位移，求得每一時刻的流體與結構的接觸力。
6.如權利要求1所述的考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，其特征在于:步驟(4)中，所述的邊界條件為模型底部施加X，Y，Z三個方向加速度時程，分別代表地震作用在三個方向的分量，峰值加速度為0.3g。
7.如權利要求1所述的考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，其特征在于:步驟(5)中，采用顯式動力學求解器ABAQUS/Explicit對核電廠外層安全殼及防護廠房結構的地震響應進行計算分析，獲得結構和流體在地震加速度荷載作用下的結構位移時程、結構單元應力、結構單元內力、水的晃動效果時程、晃動高度、結構與流體的相互接觸力。
8.如權利要求1或7所述的考慮流固耦合的核電廠外層安全殼外掛水箱結構的抗震設計方法，其特征在于:步驟(6)中，結合Matlab程序化設計，首先，對結構單元的各個不同內力的時程提取各自的最大值；然后，進行單元內力最不利組合；最后，得到組合內力結果后，參考能源行業(yè)標準NB/T20012-2010《壓水堆核電廠核安全有關的混凝土結構設計要求》對結構進行配筋計算。
【文檔編號】G06F17/50GK103886138SQ201410075044
【公開日】2014年6月25日 申請日期:2014年3月3日 優(yōu)先權日:2014年3月3日
【發(fā)明者】蔡利建, 姚迪, 王黎麗, 李玉民, 張超琦 申請人:中國核電工程有限公司