摘要：根据孔板诱发流体脉动压力的试验测量结果,利用ANSYS软件的随机振动分析功能对孔板扰流诱发的管道振动响应进行了计算,分析了脉动压力的相关性对管道振动响应的影响。在此基础上,提出了一种简化计算方法,并将其计算结果与详细方法的计算结果进行了对比。结果表明:该简化方法便于操作、计算时间短,计算得到的管道流致振动响应结果满足保守性要求。

摘要：也许,趋新弃旧甚至喜新厌旧是人类的本性.如今,各类新兴的交叉学科--自然科学如分子生物学、生物化学、高分子物理学等,人文社会科学如社会心理学、广告心理学、教育心理学等,自然科学与人文社会科学之间如考古生物学、生态美学、生态经济学等等--均为学界所关注,成为热门领域.

摘要：西方悲剧概念和理论搬入我国已有上百年历史,这种搬入与我国固有的“悲”、“愤”艺术理论体系不合,且造成了我国文学、艺术、美学、哲学等学界概念的混乱,而混乱的原因又主要来自西方。因此,若要建立我国自己的与之相关的现代理论体系,就不能简单地将西方悲剧学说搬入完事,即便是由“搬入”进化为“引入”,经过了我们的咀嚼消化,它们也不适合作为基本的主干理论。要建立基本的主干理论,还得依靠我们自己几千年形成的传统理论体系。

摘要：介绍秦山核电二期工程反应堆系统在一回路管道系统假想的失水事故（ＬＯＣＡ）发生时，系统在流体压力的瞬间变化产生的动态水力载荷作用下的非线性动力分析过程。文中着重介绍了反应堆系统中非线性因素的工程处理方法、非线性动力分析模型的建立和非线性动力分析方法，对于系统ＬＯＣＡ动力响应及其在设计中的应用也作了简要叙述。

摘要：在秦山核电二期工程设计中,采用了实验和理论分析结合的方法对堆内构件流致振动问题进行研究。其中,吊篮流致振动理论分析使用了一种特殊的方法。本文介绍了该方法的分析过程,推导了其理论基础,提出了使用限制条件,并对其在秦山二期工程中的适用性进行了研究。本文认为.该方法有一定的理论依据,如能满足文中提出的前提条件,可应用于工程设计,秦山二期的工程实际在同时满足这些前提条件上可能存在一些局限性,在激励谱的特性、阻尼和非线性因素影响等方面应开展进一步的理论和工程应用研究。

摘要：介绍了秦山核电二期工程稳压器排放系统应力分析评定和管道布置及支撑调整过程 ,即采用PDL SYSPIPEINTERFACE接口软件在三维CAD工程设计系统PDL中截取系统的各种特性参数 ,并将这些特性参数作为专用管道系统应力分析程序SYSPIPE计算输入 ,在此基础上 ,利用SYSPIPE程序的快速应力分析功能调整管道布置、支撑布置和支撑类型 ,并对管道承受的自重、内压、热膨胀、地震、破管和超压排放等载荷 ,根据RCC

摘要：为促进国际市场开发,中国广核集团有限公司开展了华龙一号核电技术方案英国通用设计审查(GDA)和欧洲用户要求认证(EUR)。核电厂构筑物、系统和设备的结构完整性是国际审查和认证的重点,为适应英国核安全监管和欧洲用户要求,项目团队采用分析法设计理念,以力学分析、试验和论证为关键手段,完成了英国版和欧洲版华龙一号的结构完整性分析评估和设计改进,全面满足了英国核安全监管和欧洲用户要求。通过华龙一号国际审查和认证,研究了结构完整性领域的相关技术要求,总结了审查过程中的实践和思考,可为华龙一号核电技术方案的持续改进和创新提供借鉴。

摘要：针对在役核电厂出现的核级管道系统强烈振动和噪声导致结构失效的问题,采用“数值模拟优先”的研究方法,通过数值计算分析和实验研究,发现节流孔板气蚀是诱发故障的根本原因,提出了工程改造方案。系统改造后的现场调查和评估显示:在保证系统功能和结构完整性满足设计规范的前提下,管系的振动和噪声已控制在可接受的范围内。

摘要：针对大亚湾核电站安全壳喷淋系统(EAS)试验管线节流孔板气蚀引起的管道剧烈振动和噪音,以及支管疲劳破坏这一事例,研究了气蚀引起管道振动的分析方法,以及采用多级节流孔板减小气蚀的设计方法。对气蚀引起的管道振动,采用计算流体动力学(CFD)方法分析孔板附近的流动特性和压力分布,确定节流孔板下游是否发生气蚀现象;对于发生气蚀现象的节流孔板,提出采用多级节流孔板来减弱气蚀,并采用各级节流孔板气蚀数相近的原则确定节流孔径。通过对改造后的EAS试验管线的试验证实,采用本文的设计分析方法设计的多级节流孔板能够有效地减小节流孔板气蚀引起的管道系统振动和噪音。

摘要：介绍了在秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统力学分析工作中所使用的设计规范、准则、分析方法、分析模型、使用载荷、分析结果等情况。主冷却剂系统结构分析是系统和部件设计的基础,包括静力分析、地震分析和失水事故分析(LOCA)三大部分,为各设备部件、管件、支撑及土建结构提供设计载荷和其它接口参数;辅助系统力学分析对核辅助管道进行了应力、疲劳和热棘轮分析,以验证管道在核电厂寿期内的结构完整性,为支撑的布置和选型提供依据。同时总结了设计工作中积累的经验和发现的不足,为将来的核电厂的设计工作提供参考。