付 强，袁寿其，朱荣生，王秀礼，欧鸣雄

（江苏大学 流体机械工程技术研究中心，镇江212013）

核电站设备在组合载荷作用下将受到激发，危及结构的完整性和功能的完好性，严重时将导致发生核电站事故.近年来，为确保核电站可靠运行，国内外许多专家学者对核电站静设备在组合载荷作用下的性能做了大量研究工作［1-3］，但对核电站动设备的抗震研究甚少，只有少量文献涉及核级离心通风机、冷冻机组、涡轮发电机、三相异步电机、鼓型滤网及吊车等设备在组合载荷作用下的抗震分析［4-5］，而对典型核级动设备泵涉及甚少，仅有极少文献分别对核电站用汽轮机、屏蔽泵、反应堆冷却剂泵进行了结构和抗震计算分析［6-10］.袁寿其等［11］对上充泵的多工况水力设计进行了理论分析与试验研究，孔繁余等［12］对余热排出泵热冲击试验台进行了数值计算与试验分析，而针对压水堆核电站双壳体离心式上充泵的热冲击计算及抗震分析研究尚属空白.

因此，深入研究双壳体离心式上充泵在组合载荷工况下的性能对核电站的安全运行具有重要意义.笔者按照有关规范的要求，为验证上充泵的安全性，对上充泵进行了组合载荷计算，为我国核电站中核级泵的国产化提供参考.

1 系统结构描述及计算模型

1.1 系统结构描述

离心式上充泵是压水堆核电站中用于一回路化学和容积控制系统及向主泵（反应堆冷却剂循环泵）机械密封供水的重要设备，是……