核电站制造商面临的最大的挑战是在无法进行实际测试的地区确保装配安全性，而对于部件的预先审查，高度精确的模拟至关重要，借助仿真模拟软件，核电企业可以根据众多不同负荷情况和精确的虚拟模型，从而做出关键决策并且显著提高可靠性。
根据法规要求对初期设计进行预审，对核一级和二级组件的设计进行疲劳分析，快速地对组件进行从网格设计到热力学分析（包括非线性分析）、再到论证的全面研究，需要符合以下法规要求：
RCC-M规范(《压水堆核岛机械部件设计与施工规范》)，该规范整合了美国核能安全委员会(Afcen)发布的最新规范
ASME规范(由美国机械工程师协会发布)
RCC-MRx（高温结构，实验堆和聚变堆中机械组件的设计和构造规则）
通过专业且易于操作的界面，可以自定义和检查法规分析的每一次输入，并启动计算，还可以依据图形化的分析确认是否符合标准。
02 断裂力学
通过使用全局方法，可以计算应力强度系数 K 和能量恢复率 G，对裂纹形成和断裂进行评估
使用局部方法可以重现裂纹形成和扩展的宏观物理现象。这些分析方法分别是基于脆性断裂的 WEIBULL 统计模型和损伤模型
使用革新的 X-FEM（扩展有限元）方法，可以计算出相同的参数 K 和 G，而无需对所研究的结构中的裂纹进行网格化处理，从而避免耗费过多时间，极大地方便了对裂缝扩展进行分析。
对建筑物和组件的抗震性能进行预审，并严格依据 NRC（美国核管理委员会）的 RG 1.92 规则进行，采用单谱和多谱分析。其中，激振是由其伪加速度谱定义的支撑件的独特运动行为。
谐响应分析，以频率定义激振幅值；
时程激振下的模态响应分析 ；
随机响应分析（随机振动），将其功率谱密度 (PSD) 与经历的每个零均值静止型激振联系起来；它们是通过响应 PSD 和响应的数学期望等传递函数和各种统计参数计算得出。
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