艾卫江

（上海核工程研究设计院有限公司，上海200233）

0 引言

反应堆堆内构件是核电站的核心设备，起到支承和约束堆芯的作用，其结构完整性关系到核电站运行安全，是各方关注的重点。反应堆运行期间，主冷却剂泵的周期性转动会引起主回路中流量和压力的周期性脉动，该脉动压力直接作用在反应堆主回路的各个组件上，如堆内构件、主管道和蒸汽发生器传热管等。压力脉动的频率与激励有关，主要受冷却剂泵的叶片旋转频率的影响。声致脉动压力作用在反应堆堆内构件上，引起堆内构件的振动，即堆内构件的声致振动。

国和一号堆内构件流致振动综合评价需遵循RG1.20 2007 版的规定。RG1.20 2007 版要求堆内构件考虑潜在不利流体的影响，特别增加并强调了声致振动的影响[1]。美国西屋公司开发了ACSTIC2 程序，用于分析主回路的声致压力脉动载荷。国内当前研究较少，主要采用西屋程序，计算声致压力脉动载荷。国内当前主要利用国外的ACSTIC2 软件，研究主泵引起的压力脉动对蒸汽发生器传热管的影响[2-4]，对于反应堆堆内构件的声致振动，缺乏系统性的研究，同时缺乏自主化的声致振动计算程序。本文根据声学传播理论，开发自主化的计算程序、建立反应堆冷却剂系统模型，计算堆内构件所承受的声致压力脉动载荷，并应用到堆内构件的声致振动分析中，可支持国和一号堆内构件的振动综合评价。

1 声致压力脉动载荷分析程序开发

1.1 声学计算方法

反应堆主回路主冷却剂泵的叶轮转动及叶轮的非轴对称性会引起主冷却剂泵出口处的压力脉动。……