摘要：根据美国机械工程师标准(ASME-OM-S/G2000)规范及法国电力公司(EDF)标准振动评估方法,提出一套用于核电站小支管振动评估及振动疲劳寿命分析的方法,应用该方法对国内某核电站汽轮机润滑顶轴盘车(GGR)系统的辅助小支管振动问题进行评估研究,并计算了小支管系统的允许有效速度。根据振动速度的测量和计算结果进行敏感性评估;采用响应谱计算方法对管座处的应力水平进行计算,并与允许振动交变应力进行比较;采用瞬态动力学方法对管座处的应力时程响应进行计算,根据Miners线性损伤累积模型对管座的振动疲劳寿命进行评估。结果表明谱响应计算得到的振动交变应力幅值高于评估准则的振动交变应力允许值,该管线属于振动敏感管线;而通过瞬态振动寿命计算得到稳态振动疲劳寿命远远高于设计寿命,有较大的安全裕量。

摘要：为了减缓XX核电站柴油机冷却水回水管道振动,在冷却水回水管与涡轮增压器间安装H型支架。通过运行时此管道系统在线实时振动应力测量与分析,评估处于松开和固紧两种情况下支架的实际减缓振动的有效性。为系统减振设计提供技术支持。

摘要：安全壳结构是核电站的一道重要安全屏障,其在施工期和后续使用期间的安全性备受关注。通过商业有限元软件ABAQUS建立安全壳结构模型(缩尺比例1∶3)研究在自重、混凝土收缩、预应力以及设计基准内压等荷载作用下安全壳的应力发展、变形情况以及开裂行为。计算结果表明,混凝土的收缩会使得受到约束的壳体底部大体积混凝土开裂。施加预应力后,孔洞周围混凝土会产生裂缝。在基准内压荷载作用下,部分裂缝会进一步扩展和延伸,但其他主体结构部分并未开裂。预应力钢筋的Von Mises应力有所增加,但并未达到钢材的屈服强度。研究结果可用于指导现有核电站的设计和施工。