核动力工程

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孔德萍

2022, 43(S1): 1-6. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0001

摘要(56) HTML (18) PDF(18)

摘要:
秦山核电厂是中国大陆首个面临运行许可证延续（OLE）的核电机组，是中国大陆首个获得批准延长运行20 a的核电机组。本文介绍了秦山核电厂运行许可证技术体系及相应的流程，秦山核电厂OLE的成功经验对后续核电厂开展长期运行有很好的借鉴意义及示范作用。

秦山核电厂运行许可证延续技术路线研究与应用

陶钧, 石文翔, 张江涛, 姜赫

2022, 43(S1): 7-10. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0007

摘要(85) HTML (38) PDF(17)

摘要:
通过调查研究国际上核电厂主流的延寿技术路线，制定了适于我国核电厂延寿的技术要求，确定了安全评估的主要内容。采用该技术路线在秦山核电厂开展了安全评估的范围筛选、对象筛选、老化评估、最终安全分析报告增补、环境影响评价、工程改造等方面的工作。实践应用表明，该技术路线切实可行，满足我国的核安全监管要求，秦山核电厂的运行许可证延续（OLE）项目最终通过了监管部门的审评，获得了延续运行许可证。

稳压器波动管疲劳状态分析及对策

赵传礼, 施少波, 栾兴峰, 陈雪瑶, 许锋

2022, 43(S1): 11-15. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0011

摘要(61) HTML (31) PDF(13)

摘要:
为建立热分层以及运行环境对稳压器波动管（简称“波动管”）疲劳影响的分析方法和流程，通过数值模拟、热分层载荷分析、环境影响系数分析计算，对波动管疲劳状态进行分析预测。研究结果表明，受热分层和运行环境的影响，波动管在寿期末累积疲劳使用系数（CUF）接近于1.0，因此需加装在线疲劳监测系统，对波动管的疲劳状态进行实时监测，避免突发断裂。

秦山核电厂堆内构件围板螺栓老化评估

黄超, 许锋, 李世伟

2022, 43(S1): 16-21. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0016

摘要(83) HTML (44) PDF(17)

摘要:
介绍了秦山核电厂为评估堆内构件围板螺栓的实际老化状态，在吸收总结国际上堆内构件老化机理研究成果的基础上建立了堆内构件围板螺栓的老化机理判断准则，用其评估识别围板螺栓主要受磨损、应力松弛、辐照肿胀、辐照促进应力腐蚀开裂等老化机理的影响，并针对老化机理可能导致的缺陷类型，开发了水下超声检查技术补充常规的目视检查方法，从而制定评估老化状态的检查方案。评估结果表明，秦山核电厂堆内构件围板螺栓老化状态良好，尚未发生变形、裂纹等老化失效现象。实践证明该评估方法行之有效，可用于压水堆核电厂部件老化评估工作。

核安全级电缆鉴定寿命的分析再评估技术

陶革, 高轩, 马回明, 张益舟, 赵传礼, 陶钧, 孔德萍

2022, 43(S1): 22-26. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0022

摘要(30) HTML (15) PDF(9)

摘要:
基于对安全级电气设备（1E设备）鉴定方法和鉴定寿命的分析和研究，将分析再评估技术应用于核电厂有环境鉴定要求的电缆（EQ电缆）的寿命评估，可在满足安全要求的前提下合理地延长EQ电缆的鉴定寿命，确保电缆在鉴定寿命的延长期内仍然能够按照规范的要求实现其预期功能。该方法不仅可用于核电厂正常运行期间电缆合格鉴定状态的评估，也可用于电缆在核电厂运行许可证延续（OLE）期间实现其预期功能的能力评估，该方法在国内核电厂已有实际应用。

基于构件尺度的预应力混凝土徐变模型研究

张江涛, 杜洋, 蔡达华, 陶钧, 赵传礼, 石文翔

2022, 43(S1): 27-34. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0027

摘要(73) HTML (19) PDF(13)

摘要:
为评估核电厂安全壳结构的长期预应力损失，以预应力混凝土梁为研究对象，采用试验研究与理论分析相结合的方法，建立预应力混凝土徐变预测模型。在已有的预应力混凝土梁徐变试验基础上，采用相同的混凝土材料进行相同环境下的收缩试验，以测定预应力混凝土梁的实际收缩变形。考虑到混凝土收缩、徐变、预应力筋松弛的耦合作用，引入龄期调整有效模量法，建立由试验数据推导混凝土徐变系数的计算方法，最终建立预应力混凝土徐变模型并预测其长期徐变变形，为核电厂安全壳结构长期预应力损失评估提供了理论支撑。

秦山核电厂运行许可证延续申请环境影响评估的实践与思考

李志华, 康云鼎, 姜赫, 陶钧, 邱志靓, 黄晓冬, 朱琨, 曹国畅, 石文翔

2022, 43(S1): 35-39. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0035

摘要(58) HTML (25) PDF(10)

摘要:
针对秦山核电厂运行许可证有效期限到期，为延续运行开展的运行许可证延续（OLE）相关工作，研究分析了美国执照更新（LR）和国际原子能机构（IAEA）长期运行（LTO）体系，并基于国家核安全局颁布的《〈核电厂运行许可证〉有效期限延续的技术政策（试行）》，对核电厂延续运行环境影响评估的适当性、可接受性、符合性进行了分析研究，提出了适用于我国的核电厂OLE环境影响评估工作方法与流程；结合秦山核电厂的工程实践经验对评估过程中评价基础、评价标准、资料收集范围、源项优化问题进行了研究，并对我国核电厂延续运行相关工作提出了建议。

瞬态监督和处理方法在核电厂运行许可证延续中的应用

姜赫, 石文翔, 曹国畅, 李志华, 许锋, 陶钧, 施少波

2022, 43(S1): 40-43. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0040

摘要(43) HTML (28) PDF(12)

摘要:
核电厂延续运行前，由于缺乏瞬态监督管理对核电厂延续寿命影响的具体认知，相关瞬态监督和控制仅限于设计寿期范围内，没有涉及到延续运行。这导致核电厂在运行前期没有针对性地管理瓶颈瞬态的消耗，从而减少了核电厂实际可达的寿命长度；或者相关瞬态数据收集不够详细，不足以支撑更细致的疲劳分析，在延续运行评估时只能采取更多的包络处理，难以实现更长的评估寿命。本文针对上述此问题，通过汲取秦山核电厂延续运行研究中瞬态相关经验，从日常运行监督和专项延续评估两个方面，对核电厂延续运行瞬态监督和数据处理进行研究，形成了适用于核电厂延续运行的瞬态管理技术方法，可有效指导后续核电机组开展延续运行工作。

秦山核电厂主控制室更新技术研究与策划

蒲晓彬, 马骏, 周建华, 陈子明, 陆佩芳, 谢睿

2022, 43(S1): 44-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0044

摘要(70) HTML (16) PDF(13)

摘要:
基于运行许可延续（OLE）的需求，为确保主控制室与应急控制室（简称主控室和应控室）的设计及设备符合国家核安全相关法规及标准要求，通过对秦山核电厂主控室及应控室的盘台现状、人机接口进行调查和分析，对盘台结构、设备改进及人机接口再设计进行了研究，提出了主控室和应控室整体更新的解决思路并开展了可行性论证，策划了总体设计更新方案、验证流程和实施管控方法。工程实践及运行业绩表明本研究方法是有效的，可为核电机组OLE研究提供指导。

秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析

栾兴峰, 赵传礼, 许锋, 陶宏新, 张江涛, 高轩, 陶革

2022, 43(S1): 51-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0051

摘要(75) HTML (31) PDF(17)

摘要:
反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一，其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法，开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析（TLAA）的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度曲线及承压热冲击3个方面评价压力容器材料在正常工况和事故工况下的安全裕度。采用该方法在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）项目中对反应堆压力容器进行了辐照脆化TLAA安全评估，其评估方法和评估结论到得国家核安全监管局的认可，为秦山核电厂延寿20 a奠定了基础。

自主反应堆压力容器辐照损伤预测模型构建分析

郭彦辉, 孙造占, 孙海涛, 徐超亮, 刘向兵, 陶钧

2022, 43(S1): 55-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0055

摘要(39) HTML (26) PDF(13)

摘要:
反应堆压力容器（RPV）辐照脆化问题是制约RPV安全服役的关键，构建辐照损伤预测模型是预测辐照脆化损伤的有效方法。本文通过研究辐照损伤参数化预测模型、结构化预测模型和人工神经网络预测模型等典型辐照损伤模型的构建机理和构建方法，对比了不同预测模型的优缺点。结果表明：基于辐照机理的预测模型构建技术较能反映辐照脆化的物理作用机理，基于此提出了RPV自主预测模型的构建技术路线。

核电厂运行许可证延续评估中电仪设备的老化管理审查研究

孔静, 张奇, 陈子溪, 高轩

2022, 43(S1): 60-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0060

摘要(43) HTML (20) PDF(12)

摘要:
通过研读《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》，并参考国外核电厂延寿活动中的经验，结合国内核电厂的运行许可证延续（OLE）评估活动的实际情况，介绍了核电厂OLE中的电仪设备老化管理筛选、老化效应识别评估和管理活动审查的实施流程及方法；分别以实例形式给出了“物项组”、“假想故障”以及“区域空间法”等的应用策略。策略的应用优化了筛选流程，提高了老化管理审查（AMR）活动的效率，对核电厂OLE有一定借鉴意义。

秦山核电厂运行许可证延续安全审评经验分析

孙海涛, 吕云鹤, 高晨, 马若群, 毛玉仙, 房永刚, 柴国旱, 杨堤, 孙造占

2022, 43(S1): 65-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0065

摘要(81) HTML (38) PDF(13)

摘要:
为开展秦山核电厂运行许可证延续（OLE）申请的核安全审评，采用文件审查和现场踏勘的方式，依据《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》，并参考美国执照更新（LR）的法规和标准等技术文件，针对老化管理审查（AMR）的筛选、AMR的结果、时限老化分析（TLAA）、安全分析报告增补、老化管理大纲（AMP）等方面开展了深入的研究，形成了相应的审评技术见解和审评经验，为秦山核电厂OLE申请的行政批复提供了重要支撑，为后续核电厂的OLE申请和安全审评提供了重要参考。

秦山核电厂OLE项目特殊管道支吊架改造方案研究与应用

冯哲, 方成平, 武桐, 邵震, 余权舟, 程晓文, 张云华

2022, 43(S1): 70-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0070

摘要(77) HTML (29) PDF(11)

摘要:
“核2、3级管道支吊架改造”是秦山核电厂运行许可证延续（OLE）工程改造中的一项。项目中有2类较为普遍的但改造难度较大的特殊支吊架：一类是与管道轴线不垂直的刚性支撑杆支架，另一类是使用“导向支架底板”的导向支架。为了满足改造设计要求和相关法规标准，设计了2种新的标准支吊架部件，并实现了标准化和系列化，与已有的标准系列部件配合可满足改造要求。2种改造设计方案解决了项目改造的难题，同时具有改造方便、普适性强、便于推广的优点。

秦山核电厂320 MWe机组汽轮发电机组增容改造的堆机电匹配研究

李儒鹏, 叶成, 齐涟, 都立国, 黄家运

2022, 43(S1): 75-79. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0075

摘要(63) HTML (29) PDF(9)

摘要:
在初步分析秦山核电厂320 MWe机组堆机电匹配的条件、传统方法和特点基础上，应用当前先进和高效的热工水力计算、管道阻力计算和热平衡计算软件，以机组增容改造的要求功率为目标，在确保核岛堆功率不超过加强工况功率的前提下，根据蒸汽发生器（SG）出口主蒸汽的不同压力、不同流量，按照一定的步长，同时考虑不同的给水温度、合理的主蒸汽管道阻力、优化的冷端参数，结合当前汽轮发电机组的设计、制造先进技术，进行热工水力和热平衡迭代计算，形成了优化的汽轮机进口主蒸汽参数及机组发电功率，在满足实现功率目标的同时，机组效率也得到一定提升。机组增容改造后，堆机电的参数及性能能够得到更好地匹配，机组的运行也更为安全、稳定和经济。

秦山核电厂设冷水大厅安全级与非安全级物项地震交互作用影响研究

谭勇, 张亮, 彭俊, 张王超, 周文涛, 瞿婷, 徐刚, 王岳

2022, 43(S1): 80-85. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0080

摘要(47) HTML (31) PDF(7)

摘要:
为解决秦山核电厂设冷水大厅中安全级与非安全级物项混杂布置、地震工况下可能产生交互作用的问题，采用试验分析方法，对布置在设冷水大厅中的安全级阀门和管道在地震工况下受其他非安全级风管、管道的影响进行研究和分析。试验中1:1复现了秦山核电厂设冷水大厅的物项尺寸和位置高度，通过平落、单摆、倾倒等多种交互方式进行测试，以管道、阀门的保压性能作为破坏准则，并对形变、冲击加速度进行测量和分析。为了验证试验的可靠性，采用数值模拟的方法对风管-管道交互作用的工况进行失效分析和对比，结果与试验方法保持了一致。最终研究结果表明，秦山核电厂设冷水大厅顶部3.6 m高处布置的风管、8 m高处布置的DN50的管道等非安全级物项不会对下方的安全级设冷水母管、阀门的功能和结构完整性产生破坏。

核电厂运行许可证延续安全评估范围和对象的确定

姜赫, 李志华, 石文翔, 曹国畅, 张锋

2022, 43(S1): 86-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0086

摘要(43) HTML (38) PDF(10)

摘要:
为确保核电厂延续运行安全评估的完整性和有效性，通过分析延续运行的特点，分析得出安全评估需要重点关注的问题，并据此建立了范围和对象筛选确定的有效方法。通过该方法，秦山核电厂识别出延续运行安全评估的范围和对象，使后续评估得以有效开展。实践证明，按此确定的结果能够满足核安全监管对延续运行安全评估对象的筛选要求。同时也表明秦山核电厂延续运行安全评估的范围和对象的确定原则是合理的，其方法和流程能有效指导后续核电厂的延续运行实践。

核电厂水工构筑物的老化评估

张江涛, 王振, 陈森, 蔡达华, 石文翔

2022, 43(S1): 90-93. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0090

摘要(26) HTML (12) PDF(7)

摘要:
核电厂水工构筑物是为核安全相关的系统、设备和部件提供防水淹屏障以及冷却水的重要构筑物，在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）期间纳入了评估审查的范围。针对核电厂水工构筑物，本次OLE项目确定了核电厂水工构筑物的管理范围、老化效应，开展了老化管理审查（AMR）和水下检查活动，掌握了水工构筑物的实际服役状态，证明了水工构筑物可继续在核电厂延续运行期间执行其预期功能。

基于光纤珐珀结构的耐高温应变传感器研究

柳琳琳, 徐昱根, 张晓玲, 杨恒, 朱万霞, 李荣辉, 赵新, 孙磊, 李朋洲

2022, 43(S1): 94-98. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0094

摘要(19) HTML (21) PDF(7)

摘要:
为了研制一种适用于反应堆一回路高温环境下机械测量的微型应变传感器，基于光纤珐珀（FP）结构光学原理、解调原理和封装技术研究，提出传感器的热机耦合模型，设计出一种基于光纤FP结构的耐高温应变传感器及其解调系统，并对其在常温空气中和高温中压水环境中进行动态测试。研究和测试结果表明，该高温光纤FP应变传感器及其解调系统能够在高温、中压以及水环境下稳定工作，且应变传感器的测量工作范围为0~4000 με，解调系统速度达到5 kHz。本研究设计的高温光纤FP应变传感器及其解调系统能够用于反应堆一回路高温环境下的应变测量，从而为反应堆一回路高温环境下的监测提供了一种有效的监测方法。

相似理论在冲击试验中的应用研究

杨恒, 沈双全, 郭聪, 孙磊, 朱万霞, 李朋洲

2022, 43(S1): 99-102. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0099

摘要(75) HTML (25) PDF(6)

摘要:
为验证相似理论在大型设备冲击试验中的可行性，采用比例相似模型的仿真计算分析和冲击试验的方法，获取比例相似模型在规定冲击载荷下的关键响应参数。研究结果表明，按照相似理论制定的主脉冲峰值加速度与脉冲宽度等参数进行冲击试验时，各模型相同位置的应变测试结果符合相似理论规律，本研究验证了相似理论在冲击试验中的正确性与可行性，能够用于后续大型设备的结构抗冲击试验。

蒸汽发生器传热管束流弹失稳现象中的基础力学问题研究

杨世豪, 赖姜, 谭添才, 孙磊

2022, 43(S1): 103-110. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0103

摘要(71) HTML (32) PDF(5)

摘要:
为探讨管束的流弹失稳机理以及支承方式、内流载荷对流弹失稳的影响机制，本文综合考虑定常流弹力、内流激励和非定常流体力对传热管流致振动的影响，建立了复杂流体激励作用下传热管流致振动的理论模型，通过特征值稳定性理论获得了两相横流作用下的传热管流弹失稳机制，系统地分析了内流激励和非定常流体力对传热管流弹失稳机制的影响。研究表明，支承方式会影响失稳临界流速，但不会影响流弹失稳机制；管内流会使管束各阶模态耦合，高速内流会改变管束的失稳机制；非定常流体力作为一种强迫力在流弹失稳之前，可能引起管束的“拍振”现象，在工程设计时应考虑避免。

分布式圆形管束流致振动数值研究

张宇, 何超, 孙磊

2022, 43(S1): 111-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0111

摘要(50) HTML (33) PDF(8)

摘要:
针对分布式圆形管束在受到横流激励下的振动行为，开展基于计算流体力学（CFD）/计算固体力学（CSD）耦合方法的数值模拟研究。研究中通过求解非定常雷诺平均NS（URANS）方程得到作用在管束上的非定常升阻力，由四阶龙格-库塔格式离散求解管束振动方程，采用基于弹簧光顺的网格更新策略保证管束振动过程中流场网格的正交性，通过单独管的绕流实验与计算结果验证数值方法的可靠性。通过以上方法对中心管的运动轨迹、所受流体力及振动时频域特性进行了详细分析。结果表明，流体激励下，中心管在垂向和横向的振动频率与其受到的流体激励频率一致，表现出典型的强迫振动行为。

基于斜支承结构的大承载低频硬隔振设备支承研究

刘天彦, 韩超, 邵骁麟, 李朋洲, 张鲲, 孙月, 郭聪

2022, 43(S1): 116-120. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0116

摘要(53) HTML (25) PDF(7)

摘要:
针对核能设备大承载、低频隔振需求及核岛内特殊的工作环境，利用典型斜支承结构的几何非线性，设计了一种具有较大承载能力的金属硬隔振支承结构。通过数值计算得到了该结构在额定载荷下的变形量，验证了结构强度。基于动力学理论建立了动力学模型，通过振级落差分析其隔振效果、优化结构参数，并加工了结构样机，通过实机减振试验验证了结构的隔振效果。研究结果表明，该结构在保证承载能力的前提下，具有良好的隔振效果，可为相关隔振结构的设计提供参考。

准零刚度隔振器非线性削弱方法研究

韩超, 刘桂祥, 邵骁麟, 刘天彦, 许得水, 张鲲, 刘学广

2022, 43(S1): 121-126. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0121

摘要(52) HTML (27) PDF(4)

摘要:
为削弱准零刚度隔振器的非线性特性，提出一种利用渐软负刚度中和渐硬负刚度的准零刚度隔振器非线性削弱方法，通过调整设计参数，使得2种负刚度的非线性项相互抵消，系统仅保留线性刚度特性。通过永磁体式负刚度及三弹簧式负刚度案例对该方法可行性进行验证。研究结果表明，利用该方法所设计的准零刚度隔振系统的非线性刚度得到极大削弱，系统隔振性能得到增强。

蒸汽爆炸载荷下压力容器和主管道力学分析

唐鹏, 姚迪, 余力, 罗娟, 周鼎

2022, 43(S1): 127-131. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0127

摘要(68) HTML (35) PDF(9)

摘要:
针对华龙一号反应堆压力容器（RPV），研究其在假设蒸汽爆炸载荷下RPV和主管的力学响应。通过建立有限元模型并根据瞬态结构分析方法开展数值分析，得到了RPV和主管道的变形、应力和应变结果。计算结果表明：RPV在600、800、1000℃下的失效载荷分别为1/20、1/50和1/100设计载荷；最大等效应力/应变均位于接管附近；主管道大部分区域应力未超过管道屈服应力。本研究可为RPV极端载荷下的结构完整性分析提供技术支持。

高温叠层板状结构流致振动特性研究

蒋天泽, 李朋洲, 马建中, 高李霞, 张晓玲

2022, 43(S1): 132-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0132

摘要(45) HTML (17) PDF(3)

摘要:
为研究高温对叠层板状结构流致振动特性的影响，对考虑了粘性不可压缩流体作用下的简化叠层板状结构建立动力学方程。通过特征矩阵求解，分析了3个受温度影响的参数（叠层板材料弹性模量、冷却水密度和饱和水粘性）对叠层板固有频率和失稳临界流速的敏感性影响，进而研究了3个参数同时变化时，温度对叠层板状结构流致振动特性的影响。计算结果表明，随着温度升高，叠层板在静水和动水中的固有频率逐渐降低；叠层板材料弹性模量降低造成叠层板刚性下降对叠层板固有频率的影响最大，同时失稳临界流速先降低再逐渐升高，但变化幅度不大；冷却水密度降低造成的附加质量降低对失稳临界流速的影响最大。

板壳结构厚度对阻抗特性影响分析研究

李星照, 卢军, 李朋洲

2022, 43(S1): 137-141. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0137

摘要(66) HTML (36) PDF(5)

摘要:
机械设备的振动性能与安装基础结构的阻抗特性密切相关，而结构板厚度是影响结构的阻抗特性的重要因素之一。本文针对船舶机械设备典型板壳类安装基础结构，通过研究结构板厚度对结构的阻抗特性的影响规律，发现只有结构承载面和底面的板厚度对结构的阻抗特性有着较为明显的影响，而支承面的板厚度不会明显影响，由此得出了结构的阻抗特性模拟设计基本方法。根据该方法，设计了结构的阻抗特性模拟体，并进行了阻抗特性试验测试。试验结果表明，结构模拟体的阻抗特性与实际结构的阻抗特性较为接近，验证了设计方法的有效性。

核级管道材料高温疲劳裂纹扩展行为实验研究

罗娟, 齐敏, 唐鹏, 唐龙, 姚迪

2022, 43(S1): 142-145. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0142

摘要(46) HTML (17) PDF(6)

摘要:
为研究核级管道材料在500℃以上的高温疲劳裂纹扩展性能，对管道母材、焊缝和热影响区材料进行了高温条件下的疲劳裂纹扩展速率试验，基于概率分析方法获得了考虑不同存活率的概率疲劳裂纹扩展曲线。研究结果表明，高温条件下，管道不同位置区域材料的疲劳裂纹扩展性能存在较为明显的差异，焊缝和热影响区的抗疲劳裂纹扩展能力明显优于母材。试验研究结果可用于核反应堆管道结构安全评估和断裂力学分析。

数字图像相关方法在力学特性试验中的应用研究

余力, 罗家成, 姚迪, 罗娟

2022, 43(S1): 146-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0146

摘要(47) HTML (18) PDF(3)

摘要:
为了实现数字图像相关方法在反应堆结构力学中的应用，采用非接触全场应变测量技术，对大型细柔性结构的表面散斑处理进行研究，开展力学特性试验；通过非接触全场应变测量系统——VIC-3D测试系统得到试验件的全场应变数据，并结合应变片测量结果进行数据验证。结果表明，数字图像相关方法（DIC）具有良好的应变测试精度和较广的测试范围。

地震作用下控制棒落棒历程分析及试验研究

张丹, 黄文慧, 宿杰熙, 魏泳涛, 杜建勇, 孙磊, 李朋洲

2022, 43(S1): 152-156. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0152

摘要(64) HTML (34) PDF(5)

摘要:
为研究地震作用下的控制棒落棒历程，基于惯性阻力计算方法、粘性阻力计算方法及碰撞接触算法，以第三代核电先进型研发项目某堆型控制棒驱动线为背景，进行了地震载荷下的落棒历程计算。在多点激励试验装置上对该堆型驱动线1∶1样机进行地震试验，采用多频波法，在驱动线与反应堆的多处关联点施加地震载荷，包括运行基准地震（OBE）试验和安全停堆地震（SSE）试验。研究结果表明，各工况下落棒时间、落棒位移、速度和加速度时程的计算曲线与试验曲线符合较好。因此，本研究建立的研究方法能够为核电厂安全分析提供必要的分析方法。

大型汽轮发电机结构振动分析

鲍宇, 何超, 朱建斌, 徐伟祖

2022, 43(S1): 157-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.S1.0157

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摘要:
针对某大型汽轮发电机（简称“发电机”）发生结构振动超标问题，对发电机进行了三维建模仿真模拟及停机模态试验。结果表明，结构振动的原因可能是由于发电机固有频率接近转子工作频率（50 Hz）而引发的结构共振。针对结构共振问题，从理论与实际出发提出提升支撑刚度、增加阻尼吸振器和底载分配调频这3种解决共振的方案，最终采用了在发电机氢冷器管道上增加阻尼吸振器的减振方案，使得发电机汽、励两端的瓦振大幅降低，可保证发电机在长期安全运行范围内，解决了长期存在的发电机振动高重要缺陷。

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2022年第43卷第S1期

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