基于有限單元法的安全殼結構靜力分析

宋永軍

遼寧紅沿河核電有限公司 遼寧大連 116000

安全殼作為核電機組第三道安全屏障保護環境與公眾，反應堆正常運行期間防止放射性物質外逸。當反應堆發生失水事故（Loss Of Coolant Accident，即LOCA）時，釋放出大量放射性和高溫高壓汽水混合物可被它包容和隔離，防止對核電站周圍居民產生危害。所以安全殼建筑結構就需要有足夠的強度和密封性能。根據RCC-G（86），核電站首次停堆換料期間須進行安全殼整體打壓試驗（Containment Total Test，即CTT），檢驗安全殼強度在LOCA工況下是否滿足要求。安全殼強度的驗收準則是安全殼強度抗力隨壓力呈線性可逆變化，靜態形變隨壓力呈線性彈性可逆變化。驗收過程采用的方法是以設計計算的應力、應變數據為預期值，和試驗壓力下測量的相應值比較，確證安全殼的彈性表現與計算結果相吻合[1]。

1 安全殼有限單元模型建立

有限元法將連續體離散化為若干個有限大小的單元體集合，對每一單元假定一個合適的近似解，然后推導求解這個域總的滿足條件，從而得到問題的解。其一般求解思路為：創建有限元模型并劃分單元網格、施加載荷并求解、后處理過程。

安全殼是一個圓柱形的配有鋼襯里的預應力混凝土筒體，其上頂為半球形穹頂，下底為筏基，預應力混凝土提供足夠的強度抗力，鋼內襯保證安全殼的密封性能[2]。安全殼筒體和穹頂采用預應力鋼筋混凝土結構，筒體鋪設垂直和水平兩類預應力鋼絞線，垂直鋼絞線套管從預應力廊道上至頂部。上，下底與筒體用預應力鋼纜張緊而構成一個整體。安全殼施加載荷分別為：預應力工況載荷=DOF+G+F；反應堆失水事故工況載荷=DOF+G+F+Pe；DOF：自由度約束；G：恒載；F：安全殼預應力效應；Pe：安全殼LOCA設計壓力0.42MPa.g；慣性載荷通過密度來施加，安全殼混凝土采用PS40型，混凝土密度2.5×103kg/m3，楊氏彈性模量E=40000MPa，泊松比γ=0.2，重力加速度取9.8m/s2。對地面以下部分施加三個方向位移約束。反應堆發生失水事故工況時產生的設計壓力0.42MPa.g，作為表面載荷施加于安全殼內表面。壓水堆安全殼預應力以“等效載荷”的方式施加到結構上。

2 反應堆失水事故安全殼結構強度分析

主冷卻劑管道破裂事故，反應堆一回路熱端雙端斷裂，反應堆冷卻劑系統卸壓結束時（破裂后20s），絕對壓力達到0.499MPa峰值，與安全殼設計絕對壓力0.52MPa相比，達到了要求的裕度。安全殼建造初期在混凝土內部預埋了一定數量傳感器，通過數據采集與積累對結構性能進行永久性的監測，這些測量裝置組成了安全殼儀表系統。安全殼整體試驗的驗收方法是以安全殼設計計算的應力、應變數據為預期值，與安全殼試驗壓力下測量的相應值比較，確保安全殼的彈性表現與計算結果相符。顯然，反應堆失水事故工況與預應力工況下位移、應變的差值，就是內壓0.42Mpa所貢獻的。下文將用理論計算值、建模仿真值、安全殼整體試驗實測值相互比較，分析安全殼結構性能[3]。

在安全殼建造期間，在穹頂、筒壁、筏基不同位置安裝了52個振弦式聲頻應變儀來測量混凝土結構的應變并做溫度修正。某核電廠1號機組安全殼整體打壓試驗期間測得0.42MPa壓力下，筒體切向應變211.6um/m，筒體豎向應變53.7um/m，穹頂環向應變71um/m，穹頂徑向應變117um/m。同樣，我們通過模型仿真分析，還可以得到一組仿真結果。仿真得到0.42MPa內壓對安全殼應變貢獻值：筒體環向應變200um/m，筒體豎向應變73.76um/m，穹頂環向應變119.96um/m，穹頂豎向應變84.4um/m。另一方面，我們可以通過力學分析，理論計算LOCA工況下安全殼應變值。安全殼筒體和穹頂的混凝土結構，在安全殼加壓時應力應變可用受壓容器的力學計算公式表示。安全殼穹頂計算公式如下：穹頂的應力：

3 結語

利用計算機及工程應用軟件，可以額外提供一種安全殼結構強度分析方法——建模仿真。仿真分析最大的優點就是直觀，工程人員根據結果文件，對實體結構有了直觀認識，對安全殼結構評價分析有很大的幫助。在前文的論述中，我們將仿真結果與理論計算值、安全殼整體試驗測量值進行了比較，得到結論：安全殼在整體打壓試驗過程其測量值與仿真預期值接近，說明安全殼呈現線彈性變化，混凝土彈性模量與泊松比與設計值接近，說明該機組安全殼具有較好的強度性能。