300MWe壓水堆核電廠主設(shè)備力學分析

1、300MWe壓水堆核電廠主設(shè)備力學分析和相關(guān)搜索:，300MWe壓水堆核電廠主設(shè)備力學分析和研究:從設(shè)計到壽命管理姚偉達賀寅彪竇一康謝永誠張明梁星筠（上海核工程研究設(shè)計院,200233）摘 要：秦山核電廠（秦山一期）是中國第一座自行設(shè)計，建造和運行管理的300MWe壓水堆核電廠.上海核工程研究設(shè)計院作為秦山核電廠的總體設(shè)計單位，于上世紀70年代初開展大量設(shè)計，研究和開發(fā)工作，解決設(shè)計,建造和運行中遇到的各類工程問題，其中反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學是確保核電廠主設(shè)備安全可靠運行重要的預測與仿真手段之一.本文概要地介紹反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學在核電廠設(shè)計，建造，調(diào)試和運行等不同階段，在設(shè)備的安全性和可靠性評估及老化，壽

2、命評估方面所扮演的角色.本文主要內(nèi)容涵蓋核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)主設(shè)備的分析法設(shè)計，安全分析相關(guān)的力學問題，承壓設(shè)備的一些特殊問題（快速斷裂的防止，密封分析及試驗驗證等），流致振動的試驗研究，設(shè)備的抗震鑒定，設(shè)備的失效診斷及原因分析,振動鑒定和診斷技術(shù)，承壓設(shè)備的在線監(jiān)測技術(shù)，缺陷評估方法,核電廠主設(shè)備的老化與壽命評估方法等.關(guān)鍵詞：核電廠主設(shè)備 反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學分析和試驗1引言中國于上世紀70年代初啟動核電廠建造項目，由于當時特殊的國際環(huán)境條件,與那些已經(jīng)掌握先進核電技術(shù)的發(fā)達國家的技術(shù)交流甚少.在經(jīng)過多年的堆型選擇問題論證后，于1982年決定在浙江海鹽建造300MWe壓水堆核電廠原型堆，經(jīng)過多年的艱苦

3、工作，從設(shè)計，設(shè)備采購，設(shè)備制造，土建和安裝到調(diào)試和安全評審,1991年12月15日，秦山核電廠作為中國大陸第一座核電廠終于投入運行，迎來了中國和平利用核能的新紀元如今,中國大陸已有9座核電機組投入運行,總裝機容量為6800MWe.作為在中國最早從事核電研發(fā)的上海核工程研究設(shè)計院（上海核工院），在完成秦山一期項目后，又成功將具有自主知識產(chǎn)權(quán)的中國核電出口到國外,為巴基斯坦建造恰?，斠黄?00MWe核電廠，該電廠以秦山一期作為參考電廠，其抗震要求高于秦山一期,2000年恰?，斠黄诤穗姀S也成功投入運行.隨著秦山核電廠和恰?，敽穗姀S（恰希瑪一期）的相繼投運，上海核工院繼續(xù)為其提供技術(shù)支持.最近上海核

4、工院又承接了恰?，敹诘暮穗娫O(shè)計項目，該項目為恰?，斠黄诘慕忝枚?但采用了最新的法規(guī)規(guī)范，在設(shè)計技術(shù)上提出更高的要求.自主開發(fā)的1000MWe壓水堆核電廠CNP1000項目也正在進行中.-1中國的核電研發(fā)從核電廠設(shè)計到在役電廠的安全可靠性地維護，反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學始終扮演著重要的角色.本文概要地介紹反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學在核電廠設(shè)計，建造，調(diào)試和運行等不同階段，在設(shè)備的安全性和可靠性評估及老化，壽命評估方面所扮演的角色.本文主要內(nèi)容涵蓋核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)主設(shè)備的分析法設(shè)計，安全分析相關(guān)的力學問題，承壓設(shè)備的一些特殊問題（快速斷裂的防止，密封分析及試驗驗證等），流致振動的試驗研究，設(shè)備的抗震鑒定，設(shè)備的失效診斷

5、及原因分析,振動鑒定和診斷技術(shù),承壓設(shè)備的在線監(jiān)測技術(shù),缺陷評估方法,核電廠主設(shè)備的老化與壽命評估方法等.2 300MWe核電廠開發(fā)中反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學所涉及的主要方面2.1 分析法設(shè)計上海核工院在開展秦山一期項目研究，開發(fā)的初期，中國的核安全法規(guī)尚未建立，主要參照美國的核安全法規(guī)，規(guī)范和標準，如美國聯(lián)邦法規(guī)核能卷10CFR50,美國核管會的管理導則R.G系列，美國機械工程學會鍋爐與壓力容器規(guī)范ASME等.根據(jù)規(guī)范要求,對于一回路的主設(shè)備（包括反應(yīng)堆壓力容器，堆內(nèi)構(gòu)件，控制棒驅(qū)動機構(gòu)，穩(wěn)壓器,蒸汽發(fā)生器和主泵等）均需要采用以詳細應(yīng)力分析，載荷組合和應(yīng)力評定為基礎(chǔ)的分析法設(shè)計的方法進行設(shè)計.在上世紀

6、70年代和80年代,雖然有限元分析在工程界已逐步推廣使用，但限于當時的軟，硬件條件，一些復雜的結(jié)構(gòu)還不得不依靠模型試驗來獲知其準確的應(yīng)力分布例如，當時上海核工院開展了反應(yīng)堆壓力容器1:10模型三維光彈試驗研究1,并在此基礎(chǔ)上，于上世紀70年代末完成了反應(yīng)堆壓力容器進口接管的三維有限元分析2,這是三維有限元首次在中國核工程中的成功應(yīng)用,在當時條件下，需要克服許多軟硬件方面的困難.在上世紀90年代初，完成了秦山一期所有主設(shè)備的應(yīng)力分析和最終安全分析報告的支持性材料在其后的恰?，斠黄陧椖恐校谇厣揭黄诜e累的經(jīng)驗和日益增多的國際間技術(shù)交流，加深了對規(guī)范要求的理解，分析法設(shè)計在上海核工院已形成完整的體

7、系，所有應(yīng)力分析報告實現(xiàn)標準化，內(nèi)容涵蓋規(guī)范涉及的各項要求，包括瞬態(tài)應(yīng)力分析，變形分析，密封分析，疲勞分析斷裂分析和反應(yīng)堆壓力容器承壓熱沖擊等.從1999年到2002年，上海核工院在國家核能開發(fā)框架下,完成核電廠承壓設(shè)備分析法設(shè)計軟件系統(tǒng)(DEBAS)的研制3,該軟件系統(tǒng)是通過對通用有限元軟件進行二次開發(fā)，形成符合規(guī)范要求的分析法設(shè)計專用軟件,其中包括材料數(shù)據(jù)庫，參數(shù)化分析模型庫，瞬態(tài)載荷庫等，并與各類CAD軟件有良好的接口，既能從CAD中直接讀取分析模型，也能將分析后優(yōu)化的尺寸反饋給設(shè)計，實現(xiàn)分析，設(shè)計一體化.此外.DEBAS還集成一些專用程序，如用于瞬態(tài)密封分析的SMEC-II,用于核2,

8、3級設(shè)備應(yīng)力分析和評定的SAPPC-II等.采用DEBAS后，使核承壓設(shè)備的分析法設(shè)計周期縮短,設(shè)計更為合理和符合規(guī)范.2.2特殊問題的專項研究秦山300MWe核電廠設(shè)計建造期間，進行了大量的專項科研研究，為了驗證設(shè)計和滿足核安全局提出的要求,總共有141個與主設(shè)備結(jié)構(gòu)力學相關(guān)的研究項目安排實施,解決各類工程問題，其中反應(yīng)堆壓力容器有28項，堆內(nèi)構(gòu)件有31項，燃料組件有16項,蒸汽發(fā)生器有30項，控制棒驅(qū)動機構(gòu)有12項，輔助設(shè)備有8項.以下將一些典型的研究作簡要介紹.反應(yīng)堆壓力容器密封性能研究45密封性能是反應(yīng)堆壓力容器最基本的性能之一，必須在設(shè)計時掌握各項密封性能參數(shù).由于-2ASME規(guī)范中

9、沒有給出反應(yīng)堆壓力容器密封設(shè)計的規(guī)定，只能通過詳細的試驗研究，掌握金屬O 形環(huán)的密封設(shè)計與分析及制造技術(shù).該項研究包括:1)開發(fā)熱瞬態(tài)工況下的密封性能分析程序(SMEC);2)通過各項試驗驗證程序，先后進行了 1:4模型的熱態(tài)水力模擬試驗和秦山一期調(diào)試階段螺栓載荷的現(xiàn)場超聲測量;3)O形環(huán)材料的選擇，管材鍍銀工藝技術(shù)開發(fā)研究等.通過一系列研究，我們獲得了螺栓協(xié)變載荷下熱彈性接觸問題的工程計算方法,SMEC程序已經(jīng)(和將要)用于恰希瑪一期(和二期)項目的設(shè)計.反應(yīng)堆堆內(nèi)構(gòu)件的設(shè)計，分析和試驗驗證研究6該研究項目包括如下方面主要內(nèi)容:1)流致振動研究該研究是為了驗證堆內(nèi)構(gòu)件在其整個設(shè)計壽期內(nèi)滿足安

10、全要求.根據(jù)流固耦合的相似性原理，研制開發(fā)了壓力脈沖載荷下流致振動的計算程序PIVCB,通過1:10反應(yīng)堆吊籃模型在靜水和模擬實際流速的試驗回路上的系列試驗，驗證程序的合理性.該研究同時也為堆內(nèi)構(gòu)件螺栓防松試驗提供載荷.2）強地震下動態(tài)響應(yīng)分析和試驗研究該研究主要針對恰?，斠黄陧椖?，因為其地震烈度要高于秦山地區(qū).通過1:10模型在地震臺上的模擬試驗，取得動態(tài)特性參數(shù)，然后進行非線性動態(tài)響應(yīng)分析,其中包括間隙單元的應(yīng)用.（3）主設(shè)備在地震加失水載荷下動態(tài)響應(yīng)分析研究78對于核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)中存在間隙的主設(shè)備，如燃料組件，堆內(nèi)構(gòu)件，控制棒驅(qū)動線和蒸汽發(fā)生器管束等，安全分析最關(guān)心的問題是在最不利的載荷

11、組合（如地震加失水）下能保持結(jié)構(gòu)完整性并能保證執(zhí)行相應(yīng)的安全功能能力.研究重點在于具有間歇碰撞強非線性動態(tài)響應(yīng)的模態(tài)分析方法，并結(jié)合局部的碰撞剛度驗證試驗.運用該研究成果，成功解決了秦山一期和恰?，斠黄谧罱K安全評審遺留下的燃料組件動態(tài)響應(yīng)分析問題反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)的響應(yīng)分析也為相關(guān)設(shè)備提供了載荷輸入，如燃料組件和控制棒驅(qū)動線等.（4）地震條件下控制棒落棒時間分析程序研究開發(fā)9按照核安全要求，對于反應(yīng)堆控制棒系統(tǒng),必須保證在任何工況條件下在規(guī)定時間內(nèi)完成落棒動作，以保證反應(yīng)堆的安全停堆,當?shù)卣鸢l(fā)生時，橫向振動導致落棒困難.自行研制開發(fā)的SCRAM程序能模擬地震條件下落棒過程，并考慮控制棒驅(qū)動線與外部導向

12、筒的橫向移動及其間隙碰撞.該程序采用1:1的控制棒驅(qū)動機構(gòu)地震試驗進行驗證.在秦山一期和恰?，斠黄谥?，采用該程序成功完成落棒時間的計算工作.（5）蒸汽發(fā)生器管束動態(tài)分析研究10該試驗和分析研究于上世紀90年代初完成，主要研究蒸汽發(fā)生器管束在地震載荷下的動態(tài)響應(yīng)分析.試驗得出結(jié)論:局部弱約束（如與套筒間隙）對于管束整體抗震響應(yīng)無顯著貢獻，支承板的徑向約束對于維持水力振動的有效跨距是必須的.試驗與分析得到的管束載荷分布吻合很好，證明計算方法的合理性.2.3核電廠調(diào)試期間管系和旋轉(zhuǎn)機械的振動鑒定11根據(jù)ASME OM的要求，核電廠管系和旋轉(zhuǎn)機械在調(diào)試期間應(yīng)進行振動鑒定,以盡早發(fā)現(xiàn)制造或安裝中存在的問

13、題，同時為以后的在役試驗提供基準數(shù)據(jù).上海核工院先后完成4座核電廠的振動鑒定，包括:秦山一期，恰希瑪一期，秦山二期（2X600MWe壓水堆核電廠），秦山三期（2X700MWe CANDU型核電廠）.振動鑒定包括按照ASME OM要求計算振動允許限值,對于重要管系和設(shè)備安排固定測點，記錄瞬態(tài)振動信號供離線分析;對于眾多的一般管系和設(shè)備,采用便攜式測量儀器測量不同流量下的穩(wěn)態(tài)振動.測量結(jié)果與計算限值進行比較，確定是否通過振動鑒定.對于超限振動,采用不同方法進一步測量和作出詳細分析，以找出超限原因和處理對策.-32.4核電廠輔助設(shè)備的抗震鑒定12根據(jù)核安全的要求,對于核2,3級設(shè)備和抗震I類和II類

14、設(shè)備，必須進行抗震鑒定，以證實其在地震發(fā)生時(或地震發(fā)生后)仍能具備執(zhí)行設(shè)計要求的安全功能能力.上海核工院為秦山一期，恰希瑪一期完成了一系列的抗震鑒定工作，其中包括:采暖通風及空氣調(diào)節(jié)設(shè)備，儀控機柜，電纜托架，熱交換器，冷凍機組等.該類需抗震鑒定的設(shè)備通常量非常大，必須采用包絡(luò)的方法以減少工作量,縮短鑒定周期，選擇典型設(shè)備作抗震試驗.秦山一期的經(jīng)驗可推廣至其他核電廠，如即將投入發(fā)電的江蘇田灣核電廠.2.5運行核電廠的定期安全審查1314根據(jù)中國核安全局頒布的法規(guī)要求，對于運行核電廠每十年必須進行一次安全評審，即定期安全審查.秦山一期作為中國大陸第一座核電廠，當然也是第一個需要完成十年定期安全審

15、查.根據(jù)HAF0312導則要求，要求對秦山核電廠11個安全因素進行審查，秦山核電廠將其中3項委托上海核工院進行審查，即:安全分析，設(shè)備鑒定和老化管理,涉及整個電廠的各種專業(yè)領(lǐng)域.老化包括法規(guī)老化和物理老化，法規(guī)老化指十年前構(gòu)筑物，系統(tǒng)和設(shè)備(SSCs)設(shè)計，制造，運行，在役檢查，維護維修所依據(jù)的法規(guī)經(jīng)過十年發(fā)展，發(fā)生不同程度的變化;物理老化是SSCs在其運行環(huán)境中，經(jīng)過十年使用材質(zhì)性能等指標發(fā)生了變化.定期安全審查就是對SSCs按當前的法規(guī)，規(guī)范進行重新評估，考察其是否仍然具有法規(guī)所要求的安全裕度,對于不滿足的SSCs提出糾正措施.反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學在定期安全審查中發(fā)揮重要的作用，主要工作包括:1

16、)依據(jù)設(shè)計，制造，安裝，調(diào)試和運行情況，評估安全相關(guān)的SSCs在正常和事故情況下的結(jié)構(gòu)完整性;2)依據(jù)材料性能,工作環(huán)境，及其他電廠或組織的運行經(jīng)驗反饋，分析安全相關(guān)的SSCs老化機理，并提出延緩老化的措施;3)對所有抗震I類的設(shè)備進行普查，對漏，缺項提出糾正措施.2.6運行核電廠設(shè)備改造中的結(jié)構(gòu)力學問題15隨著中國和出口的恰?，旊姀S運行堆年的增加，設(shè)備局部結(jié)構(gòu)失效事件也曾發(fā)生.例如：反應(yīng)堆下部防斷支承組件，輻照監(jiān)督管定位結(jié)構(gòu)和RX廠房鋼煙囪結(jié)構(gòu)等均曾經(jīng)發(fā)生不同程度失效.作為設(shè)備改造和安全分析的一部分，針對失效結(jié)構(gòu)開展了詳細的力學分析研究.上述三項結(jié)構(gòu)失效的共同點是均由流致振動所致，所以，研究

17、均從三維流體動力學(CFD )開始，到流致振動(FIV)分析，載荷和應(yīng)力及疲勞分析，原結(jié)構(gòu)的失效原因分析.研究的難點在于流場的仿真模擬技術(shù)，結(jié)構(gòu)的流致振動分析技術(shù)，大變形和塑性非線性分析，材料失效機理分析，堆內(nèi)螺釘防松分析技術(shù)等.對原結(jié)構(gòu)和改造結(jié)構(gòu)分別進行比較分析，并輔以必要的試驗驗證，表明改造結(jié)構(gòu)是合理可行的,并找出原結(jié)構(gòu)的失效原因.2.7運行核電廠關(guān)鍵設(shè)備老化管理和壽命評估16上世紀90年代初秦山一期剛投入運行時，上海核工院就啟動建立運行核電廠關(guān)鍵設(shè)備老化管理和壽命評估研究項目框架，到上世紀90年代末，其目標和結(jié)構(gòu)逐步清晰.2004年上海核工院成立了核電廠設(shè)備評估和壽命工程技術(shù)中心,工作的

18、主要內(nèi)容是根據(jù)各設(shè)備的設(shè)計，制造，運行，在役檢查和維護等情況，對一些安全相關(guān)的重要設(shè)備建立各自的評估方法； 研究相關(guān)的法規(guī)，規(guī)范和標準，使評估工作在符合規(guī)范要求的前提下程式化;研制和引進評 估的工具，包括CAE公共平臺，通用和專用的程序，如:斷裂力學分析程序，承壓熱沖擊-4分析程序，概率斷裂力學分析程序，材料數(shù)據(jù)庫等等;役前和在役材料性能的研究，使評估采用的材料性能更加符合設(shè)備的實際情況;研制在線監(jiān)測裝置，獲得設(shè)備（或系統(tǒng)）的實際載荷譜，與在役材料性能結(jié)合，能較準確地預測設(shè)備的壽命.上述所有這些工作均直接或間接地服務(wù)于運行核電廠,需要一批來自不同專業(yè)各類人才協(xié)同工作，才能完成核電廠關(guān)鍵設(shè)備的老

19、化管理與壽命評估.結(jié)構(gòu)力學專業(yè)很早就參與了老化管理與壽命評估的研發(fā)工作,下面舉二個例子說明.（1）反應(yīng)堆壓力容器老化，壽命管理與壽命預測方法研究17該項目起始于上世紀90年代，與華東理工大學，浙江工業(yè)大學等外單位合作共同完成，建立了反應(yīng)堆壓力容器老化管理和壽命預測的主要方法.研究內(nèi)容包括:1）采用多種途徑，對反應(yīng)堆壓力容器承壓熱沖擊下的結(jié)構(gòu)完整性展開深入的研究，例如:采用三維模型研究不同尺寸缺陷和不同類型缺陷的影響;根據(jù)ASME規(guī)范的要求,研制二維分析程序進行簡化工程計算;采用熱權(quán)函數(shù)方法研究帶缺陷壓力容器的行為.這些不同方法形成互校自檢系統(tǒng)，以保證分析結(jié)果的準確性;2）研制開發(fā)概率斷裂力學分

20、析程序，判斷反應(yīng)堆壓力容器的失效概率，與承諾的設(shè)計基準相比較;3）運行瞬態(tài)的統(tǒng)計和歸類，進行實際運行瞬態(tài)下的疲勞分析，考察其疲勞剩余壽命;4）對核電廠的管理大綱和規(guī)程進行審查，判斷其能否及時檢測和緩解設(shè)備的老化.（2）設(shè)備狀態(tài)的在線監(jiān)測系統(tǒng)研究18設(shè)備剩余壽命的預測和設(shè)備實際狀態(tài)的合理性判斷對于電廠至關(guān)重要，為設(shè)備實施計劃檢修或延壽提供依據(jù).上海核工院研制開發(fā)了一批設(shè)備在線監(jiān)測系統(tǒng):1）承壓設(shè)備高溫蠕變疲勞壽命監(jiān)測系統(tǒng)該系統(tǒng)包括如下幾個模塊:數(shù)據(jù)采集模塊，計算分析和評估模塊和數(shù)據(jù)查詢模塊，目前該監(jiān)測系統(tǒng)已研制成功,不久將先在火電廠投入使用;2）地震監(jiān)測系統(tǒng)根據(jù)相關(guān)的法規(guī)規(guī)定，對于核設(shè)施，地震發(fā)

21、生時必須實時記錄地震信號,為電廠采取何種應(yīng)對措施提供依據(jù).該監(jiān)測系統(tǒng)已在若干個研究堆上成功安裝;3）目前正在研制和計劃研制的監(jiān)測系統(tǒng)核電廠一回路松動部件監(jiān)測系統(tǒng)，堆內(nèi)構(gòu)件振動和中子噪聲監(jiān)測系統(tǒng)和承壓部件泄漏監(jiān)測系統(tǒng)（LBB技術(shù)）等.2.8反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學未來走向展望隨著核電依托項目招標和CNP1000項目的開展，核電技術(shù)的發(fā)展將進入為第三代先進核電廠的研發(fā)，建造提供支持，給從事反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學的工作者提出很多新課題根據(jù)美國URD的要求，列舉如下：（1）嚴重事故下反應(yīng)堆壓力容器的結(jié)構(gòu)完整性研究:包括高溫下鐵素體鋼特殊性能研究，汽-水-固及液態(tài)金屬間流體力學分析和傳熱分析,高溫蠕變損傷研究等；（2）反

22、應(yīng)堆壓力容器承壓熱沖擊下熱工水力和斷裂力學分析研究:應(yīng)用概率分析技術(shù)，不確定因素基準評價，考慮輻照材料脆化的斷裂韌性主曲線，局部流場的仿真模擬；OBE取消后新的抗震鑒定技術(shù)研究:應(yīng)用風險評價技術(shù)確定設(shè)備的抗震裕度；包含老化管理考慮的設(shè)計技術(shù):在設(shè)計階段，充分考慮在役檢查，試驗和在線監(jiān)測的要求，因為一旦運行后再改造在技術(shù)上和經(jīng)濟上都會帶來相當多的問題；將風險評價技術(shù)應(yīng)用于在役試驗和維護技術(shù)的研究:采用該技術(shù)可以優(yōu)化核電廠的維護維修，取得更多的投資回報.3結(jié)語在中國300MWe壓水堆核電廠開發(fā)過程中,反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學所起的作用貫穿于設(shè)計，-5制造，安裝調(diào)試，運行和老化與壽命評估所有階段，本文就此作了

23、簡要描述.由于歷史的原因,300MWe壓水堆核電廠依靠中國人自己的力量獨立開發(fā)但這并不意 味完全在封閉環(huán)境下研發(fā),事實上，在獨立研發(fā)期間,我們研究了國外法規(guī)，規(guī)范和標準,特別是美國的ASME規(guī)范等，正因為如此，使得300MWe壓水堆核電廠的各項性能指標均不遜色于西方壓水堆核電廠.為了滿足經(jīng)濟發(fā)展所帶來的能源需求,在未來15年中，中國將加大核電的研發(fā)力度，在拓展國際合作的同時，主要還需要自身力量來提高中國的核電研發(fā)水平.這對反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學發(fā)展是個機遇,在未來將發(fā)揮更大的作用.為了解決設(shè)計，制造，安裝調(diào)試,運行和老化與壽命評估各階段提出的問題，單純依靠 反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學是遠不夠的，需要多學科協(xié)同開發(fā)

24、,如與設(shè)備設(shè)計，材料學科,熱工水力,腐蝕防護等.參考文獻曲家棣，王佩珠，竇一康等,30萬千瓦核電站反應(yīng)堆壓力容器應(yīng)力分析和試驗J,核科學與工程,1982年徐定耿等，采用三維有限元技術(shù)進行反應(yīng)堆壓力容器接管應(yīng)力分布分析C,第一屆全國反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學會議論文文集，成都,1978年秦承軍，賀寅彪，核一級承壓設(shè)備分析法設(shè)計軟件系統(tǒng)研究C,第十二屆全國反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)力學會議論文專輯，煙臺,2002年曲家棣，韓良弼,王柏松，徐定耿等,30萬千瓦核電站反應(yīng)堆容器密封性能研究J,核科學與工程,1987年Jiadi QU, Yikang DOU, Sealing analysis for nuclear vessel

25、s of PWRC,Transaction ofSMiRT 9, G8/7, Lausanne, Switzerland, 1987姚偉達，施國麟，姜南燕等，反應(yīng)堆吊籃流致振動研究和試驗J,核科學與工程,1989年姚偉達，謝永誠,張明等，主設(shè)備在地震加失水下結(jié)構(gòu)響應(yīng)研究J,核動力工程,2002年Yongcheng Xie, Weida YAO, Guolin SHI, etc., Dynamic response analysis for fuelassembliesunder earthquake and LOCA accidentsJ, NED Vol. 228, 2004竇一康，姚偉達,楊仁安，姜南燕等，事故工況下反應(yīng)堆控制棒落棒時間計算R,中國核科學報告，1998年韓良弼，章富高,張明等，蒸汽發(fā)生器傳熱管固有振動特性試驗研究R,中國核科學報告，1994年Yongcheng XIE, Xingyun LIANG, Renan YANG, etc., Vibration qualification for rotatingequipment