核电站上充泵处于瞬间变化的温度场和热变形场中,在变化的热冲击作用下,会对上充泵的一些关键部位造成损害。此外,由于整个上充泵结构的热变形,对泵的转子的动力学性能产生严重的影响。建立了泵外壳模型,基于热固耦合理论,在阶跃载荷作用下,对其进行三维-热固耦合数值模拟分析,计算出了泵壳的热应力,并通过2种方法对热应力进行了评定。结果表明,泵壳结构体上出现的最大应力为106.74 MPa,小于ASMEⅡ所确定的材料应力强度;最大变形量为1.867 mm,小于外壳体与内壳体之间的间隙;应力叠加法和间接耦合法得出总应力强度分别为107.76 MPa和106.45 MPa,2种方法评定结果基本一致。上充泵热冲击是核电站规范中的强制性考核内容之一,通过热-固耦合仿真分析上充泵外壳体的热应力校核工作,具有实际工程意义。

核电用相关设备、结构物都要求具有一定的抗变形能力,且要求机电设备及仪器在设计基准地震下能够安全稳定运行。建立了核电站水泵(离心式上充泵)的机组模型,采用有限元软件ANSYS对其进行力学分析,遵照标准RCC-M 2007和ASME相关规定进行评定,分析水泵自重、设计温度、设计压力、水压试验、地震和接管载荷,对泵体关键部位进行校核分析和评定,重点分析易损坏部件轴的动力特性、振动特性及疲劳强度,结果表明,该上充泵的设计满足要求。研究对核电用设备特别是泵组设备的抗震分析具有一定的工程意义。

针对某离心泵机组振动严重超标,影响服务寿命等问题,借助北京京航公司HG8908C多通道数据采集系统进行振动速度数据采集,对其振动信号进行幅域、时域分析,并运用快速傅里叶变换（FFT）信号分析方法对其频域信号特征结构进行了细化分析,并结合以往典型振动故障案例数据库,给出了该泵组由于转子部件与壳体部件间动静口环摩擦及平衡水管支撑刚度不足引起的振动故障,与拆检解体结果完全吻合.最后通过有限元计算泵转子静弯曲挠度控制转子的安装抬升余量,增加平衡水管厚度及对其焊接斜拉支撑等措施,有效地解决了该泵组振动超标问题,处理后的泵组振动信号稳定,周期性明显,频率结构正常.试验结果表明,此方案能够较好地解决离心泵机组振动故障问题,对于离心泵机组类似振动故障问题的诊断方法及处理措施具有一定参考价值.