[发明专利]一种基于数值分析变形数据的核电装备设计方法

说明书

本发明公开了一种基于数值分析变形数据的核电装备设计方法，属于核电装备技术领域，核电装备设计系统包括前处理及求解模块和精度特性后处理分析模块，该方法包括核电装备设计输入、建立几何物理模型、建立有限元离散模型、数值模型的形成、数值模型的求解、精度取样位置标记、定义参考基准、变形位移数据提取、建立精度特性评价模型、计算拟合要素、计算精度特性、设计精度许用值、模型修正、形成计算报告。本发明在数值计算软件中增加精度特性分析模块程序，可对研发过程中的安装面变形数据进行规定，为精度设计提供技术支撑，从而有效提高核电装备研发的效率和质量，解决了核电装备设计过程中的精度分析问题。

技术领域

本发明涉及核电装备技术领域，特别是涉及一种基于数值分析变形数据的核电装备设计方法。

背景技术

随着核电能源行业的发展，对大型核岛主设备的研发需求越来越大，如三代压水堆、四代钠冷堆、铅铋堆、熔盐堆的反应堆压力容器、换料装置等。核岛主设备主要采用分析设计的方法进行研发设计，分析设计国外主要参考ASME BPVC第三卷及RCC等相关标准对容器类应力评价的规定；国内数值分析过程主要遵循GB/T 33582-2017机械产品结构有限元力学分析通用规则，对结构进行有限元分析计算，但数值计算软件后处理程序并无精度特性的分析评价方法。

核电装备设计过程中需要考虑精度问题。例如，核岛主设备主要由核反应堆压力容器和换料装备等组成，在研发设计阶段主要通过数值计算方法进行结构的定型。目前的通用数值计算处理软件，如ANSYS、MARC、ABAQUS等，主要分析过程为：建立物理模型→建立有限元离散模型(前处理)→有限元方程的形成和求解→结果解释和显示(后处理)。其中，后处理程序的功能是对用户在前处理程序中指明需要输出的计算结果进行进一步处理和图形显示。后处理中对位移计算结果的显示方式通常包含如下几种：等值线显示、云图显示、矢量显示、路径显示、历程显示等。而在核电容器类装备研发设计过程中，设计人员需要对容器接口的安装精度特性进行定性评价。如在三代堆型华龙一号核反应堆压力容器设计过程中，需要对堆内构件的设备安装面的平面度进行评价；如四代堆型，如钠冷快堆、熔盐堆、铅铋堆等核反应堆压力容器上需要对大型轴承、换料装置、蒸汽发生器等设备安装面进行精度评价。传统的通用数值计算处理软件后处理程序中无法对设备安装面的几何形状位置误差进行分析。

发明内容

本发明解决的技术问题是提供一种基于数值分析变形数据的核电装备设计方法，在数值计算软件中增加了精度特性分析模块程序，实现在核电装备设计过程中对核电装备精度特性的计算分析，是一种便捷的数值计算软件的后处理方法，可对研发过程中的安装面变形数据进行规定，为精度设计提供技术支撑，从而有效提高核电装备研发的效率和质量，解决了核电装备设计过程中的精度分析评价问题。

为解决上述技术问题，本发明所采用的技术方案是：

一种基于数值分析变形数据的核电装备设计方法，包括以下步骤：

步骤1：对核电装备建立数值模型并进行数值计算，得到数值计算结果；

步骤2：根据核电装备设计输入，提取具有精度要求的设备安装面，并确定所述设备安装面的几何特征元素；

步骤3：定义精度评定的参考基准；

步骤4：在所述数值计算结果中进行核电装备安装面几何特征元素节点变形位移信息的提取；

步骤5：针对核电装备设备安装面的精度特性要求，确定精度评价的需求，建立精度特性评价模型；

步骤6：采用最小二乘法对变形要素进行数据拟合，进行不同时刻的拟合要素参数识别；

步骤7：根据所述精度特性评价模型计算不同时刻设备安装面的精度特性；

步骤8：判断所述精度特性是否满足结构设计的精度许用值的要求，如果所述精度特性不满足要求，则返回步骤1，对所述数值模型进行修改并重新进行数值计算；