核能CAE规制

与其他产业相比，严格程度完全不同。NRC（美国核能规制委员会）的RG 1.92将FEM分析结果的质量保证义务化，ASME Section III规定了设计验证的方法，10 CFR 50 Appendix B规定了整体质量保证计划。这三者形成三位一体，约束核能CAE。

"分析失败直接关系到公众的健康和安全"这一点。因此分析代码本身的V&V（验证与妥当性确认）、输入数据的独立检查、分析人员的资格管理等一切都必须文件化、成为审计对象。例如使用ANSYS或ABAQUS时，也需要确认该版本是否被认定为核能用途。

RG 1.92规定"应答谱的合成方法"。在地震应答分析中使用模态法时，各模态的应答如何合成是个问题。存在SRSS法（平方和的平方根）、CQC法（完全二次组合）、Lindley-Yow法等，RG 1.92对密接模式（固有振动数接近的模式）的处理规定了具体步骤。

固有振动数比在1.1以内的模式之间称为密接模式。例如 $f_1 = 10$ Hz 和 $f_2 = 10.5$ Hz 就是密接模式。这种模式之间的交叉项贡献很大，因此单纯的SRSS法会低估应答的危险。RG 1.92 Rev.3推荐Gupta方法或CQC法，FEM求解器的后处理必须遵循这些方法进行合成，否则审查无法通过。

SRP（标准审查计划）3.7是审查官员用的指南，规定了耐震设计的分析方法、输入地震波、土壤-结构物相互作用（SSI）的处理。FEM模型的单元尺寸应为剪切波长的1/8以下、减衰应使用RG 1.61的值等，包含了在实务中非常重要的规定。

这是原子能设备设计、制造、检查的综合规格。根据安全重要度将设备分为Class 1（原子反应堆压力容器、一次冷却材配管）、Class 2（安全系热交换器等）、Class 3（辅助系），各个等级要求的分析精度和范围不同。Class 1最严格，必须进行FEM疲劳评估和应力分类。

这正是核能CAE的独特之处。需要将FEM得到的应力分类为"一般膜应力 $P_m$"、"弯曲应力 $P_b$"、"二次应力 $Q$"、"峰值应力 $F$"，对各个应力应用不同的许可值。采用"应力线性化"（Stress Linearization）方法，将肉厚方向的应力分布分解为膜分量和弯曲分量。这是ASME Section III NB-3200规定的。

Appendix B定义了18项质量保证基准，与CAE直接相关的是"设计管理"、"文件管理"、"纠正措施"、"记录"这四项。具体包括：分析输入文件的版本管理、独立验证人员进行输入检查（所谓独立设计评审）、分析结果妥当性确认记录的永久保存等强制要求。

不一定要完全重复分析，但需要独立的技术人员检查输入数据的合理性（边界条件、材料常数、荷载条件），并用手工计算或基准问题验证结果的数量级。有时也使用NUREG/CR-6909等NRC认可的基准问题集来验证分析代码的妥当性。

在60年设计寿命内，需要对所有过渡条件（启动、停止、负荷追踪、地震、事故时）进行计数，计算累积疲劳损伤系数（CUF：Cumulative Usage Factor）。ASME Section III NB-3222.4要求CUF < 1.0。用FEM求各过渡条件的应力履历，从ASME设计疲劳曲线中读出峰值应力 $S_a$ 对应的许可循环数 $N$，用Miner累积损伤律相加：

在高温（一般370℃以上）长时间保持时，除了疲劳损伤外，还会蓄积蠕变损伤。ASME Section III Subsection NH规定了疲劳损伤系数 $D_f$ 和蠕变损伤系数 $D_c$ 的相互作用评估，使用蠕变-疲劳相互作用图。例如SUS304不锈钢的 $(D_f, D_c)$ 组合必须在原点和 $(0.3, 0.3)$ 连线内侧。FEM的非线性热传导分析精密求得温度履历是出发点。

基本上以ASME Section III为基础，采用"JSME发电用原子能设备规格"（JSME S NC1等）。但自2011年以后，原子能规制委员会（NRA）制定了新规制基准，特别是耐震设计的要求大幅提高。基准地震动Ss的制定方法、针对其结构应答分析的方法直接涉及FEM。

不必全部死记硬背，但"我的分析应该适用哪项规格的哪条条款"的导航能力是必需的。核能中，不知道规格就做CAE的话，技术上正确的结果也可能无法满足规制要求，需要全部重做。建议先从ASME Section III的NB和RG 1.92开始。