核电厂管道系统振动分析与应用
某核电厂管壳式换热器流致振动分析
某核电厂管壳式换热器流致振动分析苏鸿;罗重奎;刘星;彭磊【摘要】为查找某核电厂疏水冷却器(管壳式换热器)换热管断裂的原因,本文采用ANSYS软件对换热管进行建模,确定管束的自振频率,利用TEMA标准计算换热管束的卡门漩涡脱落频率、临界流速及振幅.通过自振频率与卡门漩涡脱落频率对比及实际流速与横流流速的对比判定,确定了卡门漩涡脱落及流体弹性不稳定是导致疏水冷却器换热管束断裂的根本原因.提出针对性的解决措施,其成果对于核电站管壳式换热器的安全运行有借鉴意义.%In order to find the reasons of the tube bundle fracture in a nuclear power plant's drain cooler (a shell and tube heat exchanger),establishes a pipe model to determine the natural frequency of the tube bundle by ANSYS,and determines the vortex shedding frequency,the critical flow velocity and vibration amplitude according to TEMA standards.The study finds that the vortex shedding and fluid elastic instability are the root causes of the tube bundle fracture by comparing the natural frequency of vibration with the vortex shedding frequency and comparing the actual flow velocity with the critical flow velocity.A series of specific countermeasures is provided.The achievements obtained can provide safe operating of heat exchengers in nuclear power plants.【期刊名称】《节能技术》【年(卷),期】2017(035)006【总页数】5页(P527-531)【关键词】管壳式换热器;自振频率;卡门漩涡;流体弹性不稳定;振幅【作者】苏鸿;罗重奎;刘星;彭磊【作者单位】深圳中广核工程设计有限公司,广东深圳518057;深圳中广核工程设计有限公司,广东深圳518057;深圳中广核工程设计有限公司,广东深圳518057;深圳中广核工程设计有限公司,广东深圳518057【正文语种】中文【中图分类】TK172管壳式换热器作为一种换热设备广泛用于核电厂，是热力循环的重要设备。
核电厂STR疏水管道振动分析及改造
核电厂STR疏水管道振动分析及改造金云【期刊名称】《《电力安全技术》》【年(卷),期】2019(021)010【总页数】4页(P67-70)【关键词】疏水管道; 调节阀; 管道振动; 蒸汽转换器系统【作者】金云【作者单位】深圳中广核工程设计有限公司广东深圳 518100【正文语种】中文【中图分类】TM623.70 引言核电蒸汽转换器系统(steam transformer system，STR)疏水管道一直存在振动高的问题，具体表现为：当STR投运初期或低负荷运行时，控制STR疏水箱液位的调节阀在较低开度间频繁启闭，期间疏水管道便发生剧烈振动。
该振动曾多次造成阀门泄漏、管道裂纹、调节装置损坏等事故，严重威胁机组安全运行。
因此，需对管道振动的原因进行分析，并提出合理可行的改造方案。
1 管道振动机理管道及其支吊架和与之相连接的设备、阀门、孔板、三通、法兰等管路元件构成了一个复杂的机械结构管系，当该管系遇到激振力时便会发生振动。
激振力一般分为来自管系外和来自管系内两大类，管系外激振力主要来自与管道相连的设备振动、风载荷和地震载荷等；管系内激振力主要由管道内部流体的不稳定流动引起，一般发生在弯头、阀门等元件处，这是管道系统振动的主要诱因。
当激振力的频率等于或接近管道固有频率时将引起共振，严重影响管道系统的正常运行。
研究管道振动时需考虑两个方面：管道结构系统和流体系统。
前者从管系结构的角度研究管道、支吊架及与管道相连接的设备(如泵、阀、孔板)对流体产生的振动或激振力的响应；后者从介质的角度研究流体及其流动状态和规律对管系结构的激发作用。
2 管道振动原因分析根据现场反馈，振动发生在调节阀所在的管道，且振动的发生与用户的需求量有关，当用户需求量较大时，产生的疏水量较大，调节阀开度在10 %以上，此时管道基本不振动；当用户需求量较小时，产生的疏水量较小，调节阀开度在10 %以下，同时阀门频繁启闭，管道振动较大。
核电厂工艺系统管道振动测量与评价方法
核电厂工艺系统管道振动测量与评价方法作者：林黎明杨中敏来源：《装饰装修天地》2020年第22期摘 ; ;要：倘若核电厂的管道处在高振动水平的恶劣状况下运行，那么它的焊缝等危险截面就将会产生非常大的安全隐患，与此同时，在管道振动的情况下，小支管、安装的阀门等多个部位都将遭受不利影响。
在核电厂之内，工艺系统管道的完整性是最为重要的，它是核电厂得以顺利运行的关键所在。
怎样才能够针对于核电厂工艺系统管道的振动实施有效的测量与评价，是现现阶段相关技术人员必须要高度重视的问题。
为此，本文结合实践经验，对核电厂工艺系统管道振动的测量与评价方法展开了探讨，希望能够为相关人员的工作提供参考与借鉴。
关键词：核电厂;管道振动;测量;评价方法1 ;引言在核电厂当中，工艺管道系统的完整与否，将会对整个核电厂的生产运行造成直接影响，因此，怎样才可以实施科学、有效的管道振动测量与评价工作，是当前相关技术人员所重点关注的问题。
相较于旋转机械而言，管道振动的测量与评价方法是完全不同的，除了表现在测点选取、数据处理等方面的差异外，因为每一条管道都于结构、介质以及工况等方面有很大的不同，因此，管道振动并不具备统一规范的评价标准，评价的数值往往会在不同的管道中有不同的表现。
2 ;管道振动测量通过传感器来对管道振动的信号进行拾取。
能够用以对管道振动测量的传感器类型包括了：位移传感器、速度传感器以及加速度传感器等。
具体来看，在实际应用当中，加速度传感器由于动态线性有着范围宽、质量小、抗干扰能力强以及耐用可靠等的优点，所以在管道振动的测量当中的应用范围非常广泛。
管道振动原始信号在经过信号放大、抗混滤波、模数转换等的信号处理之后，将被送入到振动数据采集系统，在经过滤波、积分、快速傅里叶变换处理以后，就能够获取到管道振动速度峰值和振动频谱。
3 ;管道振动评价管道振动测量结果评价依据ASME OM-S/G-2000第3篇《核电厂管系预运行和初始起动时的振动试验要求》规范中的标准速度。
核电厂抗震设计规范(1)
核电厂抗震设计规范1. 引言核电厂是一种重要的能源设施，其安全性和可靠性至关重要。
抗震设计是保障核电厂运行安全的重要措施之一。
本文档旨在制定核电厂抗震设计规范，以确保核电厂在地震发生时能够安全稳定地运行。
2. 设计目标核电厂抗震设计的目标是保证设施在地震发生时不受到破坏，并确保其功能不受影响。
具体设计目标包括：•核电厂主要设施的稳定性和完整性保持，不发生结构崩塌。
•确保核电厂的安全系统能够正常工作并保障人员安全。
•减少地震对核电厂运行的影响，并确保系统能够恢复正常操作。
3. 设计基准核电厂抗震设计应基于地震工程学的原理和规范。
设计应参考国家和国际标准，如国家地震设计标准和核电行业的技术规范。
设计基准应包括以下内容：•设计地震烈度等级和频谱加速度值。
•核电厂的基本设计参数，如结构类型、高度、质量等。
•地震作用分析的方法和准则。
4. 设计原则核电厂抗震设计应遵循以下原则：•结构强度应满足设计基准，能够承受设计地震作用。
•结构应具备良好的变形能力和抗震能力，能够吸收地震能量。
•设备和管道系统应考虑地震作用对其的影响，采取相应的加固和抗震措施。
•系统的复杂性和可靠性要求应考虑到地震作用。
•人员疏散和安全系统应具备抗震能力。
5. 设计要求在设计核电厂抗震能力时，应满足以下要求：5.1 结构设计要求•结构设计应满足承载能力和刚度要求，确保结构的安全性和稳定性。
•结构应采用合理的构件和连接方式，以保证结构的整体性和稳定性。
•结构材料的选择和使用要符合相关标准和规范。
5.2 设备和管道系统要求•设备和管道系统应设计为能够抵御地震力量的稳定结构。
•设备和管道系统应采用适当的加固和隔震措施，以减少地震对其的影响。
5.3 人员疏散和安全系统要求•核电厂应设置合理的疏散通道和紧急出口，确保人员在地震发生时能够安全疏散。
•安全系统应具备自动启动和动力供应的能力，确保核电厂的安全工作。
5.4 抗震设备要求•核电厂应配备防震设备，如隔震台、减震器等，以减少地震对设备和结构的影响。
核电厂常规岛工艺管道振动改善研究
163核电厂常规岛工艺管道振动改善研究文/杨中敏、程宝举 浙江科路核工程服务有限公司 江苏连云港 222000【摘要】在核电厂的常规岛工艺管道方面，我国绝大多数所选择的都是柔性设计，在这样的设计下，容易造成管道在管道内流体的不稳定，进而出现振动的现象。
因此，必须要针对于常规岛管道工艺实施深入的分析，结合实际情况，对其振动的现象进行改善，从而确保核电厂运行的安全性与稳定性。
【关键词】核电厂；常规岛；工艺管道；振动改善1、引言在核电厂常规岛当中，许多管道工艺都是柔性设计以 非抗震类型的，在设计的过程当中，为了尽可能的不限制管道在正常运行过程中的热膨胀，管道支持大都选择了弹簧吊架。
在这样的柔性设计之下，管道在水平放线以 垂直方向都缺乏足够的刚度，很容易由于管内流体的不稳定而产生不稳定的振动现象。
基于此，本文结合了核电厂常规岛的工艺管道中的问题，根据实际情况，提出了切实可行的振动改善措施，希望能够为核电厂的正常运行带来帮助。
2、核电厂常规岛管道改造的理论依据2.1管道振动原因通过实践能够发现，导致核电厂常规岛产生振动的原因主要包括：其一，管道自身的柔性设计和管道布置导致支架难以进行正常的选型以 布置，由于钢管缺乏足够的刚度倘若出现了干扰的情况，那么就会出现振动现象；其二，由于管道当中的 质处在高温高压的状态下，并且缺乏稳定性，这就致使管道产生振动的几率大大提高，其主要表现在管内饱和蒸汽与管道变向 管径缩放的过程中出现的不稳定流体，还包括了运行过程当中自身的繁琐 被节流孔设计致使的不正当使用，这也是现阶段核电站常规岛工艺管道出现振动的主要诱发因素。
在实际应用当中，管道之所以会产生振动的现象，主要就是由于管道当中流体的不稳定性、管系自身工艺柔性设计等的相关原因而造成的。
利用支架应力和管道应力的计算来针对其展开分析，要想实现对振动的有效改善，就需要在确保原有管道布置不出现变化的情况下，利用对支架选型与布置位置的改变，来达到降低管道振动频率的目的，这也是应用较为广泛的一种方法，虽然在管道当中存在流体扰动干扰，但这样的扰动载荷通常都并不大，只需要管道本身具备足够的刚度，那么就能够对这部分载荷进行的有效的抵御，而不会因此而出现较大的振动。
核安全级设备的抗震鉴定
五、 核电厂抗震鉴定的发展和现状
地震工程是一门范畴十分宽广的几个方面相互关联的学科。在 国际反应堆结构力学领域内，核电厂地震反应分析占有显著地位。
在60年代核电厂的开创阶段中，抗震问题一开始就受到了应有 重视。当时抗震工作基本上沿用了一般的建筑抗震规范，停留在静 力分析阶段。在60年代中期开始采用反应谱进行动力分析，但仅 限于1级部件，总的抗震费用不到总投资的1%。值得提到的是我国 在60年代初期已对反应堆的抗震开展了设计研究工作。
四、核电厂抗震鉴定的重要意义
因此在核电厂的设计和建造中必须重视抗震鉴定工作。美国规 定任何核电厂都要考虑抗地震问题，即使是地震危险性很小的 地区也至少应该按0.1g进行设计。世界上主要核国家先后建立 了一整套有关抗震鉴定的法规、导则和规范，从而为核电厂的 抗震安全性提供了保证。如核电厂采用的是HAF0102和IAEA安 全导则NO.NS-G-1.6“核动力厂抗震设计与鉴定”，对核动力厂 以外的核设施，如研究堆，前处理厂，后处理厂则采用 TECDOC1347“除核动力厂之外的其它核设施设计中对外部事 件（以地震为主）的考虑”。
2 m
可见振子自由振动的固有频率仅决定于系统的本身的物理性质：质量m 和刚度k。而与由初始条件决定的振幅无关，只要系统的m和刚度k一
旦 确定，固有频率就是一定值。
九、楼层反应谱（续）
再介绍楼层反应谱的概念： 当一结构受到地震作用时，结构上各点的位移、速度和加速度（统称为反应）随时 间变化，但从设计观点来说，重要的是反应的最大值。该反应是阻尼和固有频率的函 数，这就是反应谱。图3形象地说明了反应谱的概念。由图3可见，在一个振动台上， 并排放置一组阻尼比为常数ξ，而固有周期（频率的倒数）不同的振子（即单质点 系）。当输入一地震加速度时，各质点随振动台摇动，表现出对输入加速度的反应。 将各质点的加速度反应测出来，并取其最大值，绘出各振子反应的最大值与固有频率 之间的函数关系，就得出了反应谱图。反应谱就是一组不同自振频率（周期）的单自 由度振子对地面（楼面）运动的最大反应的反应曲线。响应谱表示了加速度与频率 （周期的倒数）之间的关系。对于不同阻尼比ξ，可得到不同的反应谱图，见图4。由 图4可见，阻尼比ξ越小，加速度反应越大；固有频率f越小（周期T越大），加速度反 应越大。
核电厂工艺系统管道振动测量与评价方法
探索 。
Ｓ ｃ ｉｎ １中定义 的 “ ｅ ｔｏ １ Ｉ 规定 循环 次数 下 的交变 应
力 最大值 ” ； 许 用 应力 减弱 系数 。
ｌ 研 究 肿 象
选取 的研 究 对象 为秦 山第 二 核 电厂 某 工 艺 系 所处 位 置及 其外 观 轮廓如 图１ 所示 。
ａ ａｙ ｅ ａ ｓ ｕ ｓ ｔ ｅ ｍｅ ｓ ｒｍｅ ｔ ｍｅｈｏ ｓ ｄ ｔ ｏ ｅ ｎ ｎ ｌ ｚ ｎｄ ｄ ｃ ｓ ｈ ａ ｕ ｅ ｎ ｔ ｄ ， ａ ａ ｐｒ ｃ ￣ ｇ，ｅ ａｕ ｔｏ ｒｔｒａ ａ ｄ ｔ ｄ ｉ ｖ ｌ ａ ｉｎ ｃ ｅ ｉ ｎ ｍｅｈｏ ｓ ｉ ｆ ｒ ｐｐ ｌ ｍｇｏ ｏ ｉ ｉ Ｎｂ ｅ ｎｅ ｎ． Ｋｅ ｗｏ ｄｓ ｕｃｅ ｒ ｏ ｒ ｌ ｎ ；ｔｃ ｏ ｏ ｙ ｙ ｔｍ ；ｐ ｐ ｌ ’Ｓ ｉ ａｉ ｎ；ｍｅ ｓ ｅ ｎ ； ｙ ｒ ：ｎ ｌａ ｐ ｗｅ ｐ ａ ｔ ｅ ｈｎ ｌ ｇ ｓ ｓｅ ｉ ｉ ｅ ｎｅ ｖｂｒ ｔｏ ａ ｕｒ ｍｅ ｔ
关键词 ：核 电厂 ；工艺系统；管道振动 ；测量 ；评价
中图分类号 ：Ｔ ３ 文献标志码 ：Ａ 文章编号：１７— ６７ ０ ０— ２０ ０ Ｌ５ ６４ １１（ １）３ ０２－ ６ ２ １
Ｍｅ ｓ ｒ ａ ｕ ｅｍｅｎ ｎ ｖ ｌａ ｉ ｆ ｈ ｉｒ ｔ ｎ ｏ ｒ ｃ ｓ ｔ ｄｅ ａｕ ｔ ａ ｏｎ ｏ ｅ ｖｂ ａ ｉ ｆ ｏ ｅ ｓ ｔ ｏ ｐ ｓ ｓ ｅ ｐｐ ｌ ｅ ｉ ｕ ｌａ ｏ ｙ ｔ ｍ ｉｅ ｉ ｎ ｎ ｃｅ ｒｐ ｗｅ ｌ ｔ ｎ ｒｐａｎ
电 技 第４ 第３ ２ １ 年９ 术 卷 期 ０１ 月
中 国 核 电 核
准 （ Ｓ Ｍ— ／ － ２ ０ ＡＲＴ３ ，选取 Ａ ＭＥ Ｏ ＳＧ ００ Ｐ ）
核电厂抗震系统的耦合性分析
核电厂抗震系统的耦合性分析姚伟达;廖剑晖;张明;姚彦贵【摘要】核电厂设施是由构筑物、管系、设备和部件(SSCs)等组成的十分复杂的系统,抗震Ⅰ类设施的抗震设计分析是在安全停堆地震(SSE)设计基准事故下确保核电厂安全的重要措施之一.为了将核电厂中复杂的构筑物、系统、部件的抗震分析开展得全面、可靠又深入,最有效和通用的方法是在抗震分析中将整个构筑物、系统、部件合理地分解成若干抗震主系统和子系统.本文从将主、子系统简化为二自由度的基本振动原理出发,论证主、子系统解耦的条件,证实了美国核管会安全分析报告标准审查大纲3.7.2中提出解耦条件的依据.同时又论证了耦合系统中将子系统独立解耦并进行抗震分析时所必须满足的必要条件.本文的结论可为核电厂抗震设计分析工程师以及安全评审人员提供一个重要的设计分析及评审依据.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2015(014)002【总页数】8页(P87-94)【关键词】核电厂;抗震系统;抗震分析;耦合与解耦【作者】姚伟达;廖剑晖;张明;姚彦贵【作者单位】上海核工程研究设计院,上海200233;上海核工程研究设计院,上海200233;上海核工程研究设计院,上海200233;上海核工程研究设计院,上海200233【正文语种】中文【中图分类】TL35核电厂设施是由构筑物、管系、设备和部件（SSCs）等组成的十分复杂的系统，抗震I类构筑物、系统、部件抗震设计分析是在核电厂安全停堆地震（SSE）设计基准事故下确保核电厂安全的重要措施之一［1，2，3］。
为了将核电厂复杂的构筑物、系统、部件抗震分析进行得全面、可靠又深入细致，最有效和通用的方法是在抗震分析中将整个构筑物、系统、部件合理地分解成若干抗震主系统，而一个主系统可能包含若干个子系统，子系统中又可能包含更多更小的子系统。
只有这样，才能较详细地对分解后的各个子系统（某些设备和部件）进行抗震鉴定（试验或分析）。
众所周知，核电厂核岛安全壳、内件与主冷却剂回路组成的结构模型属于典型的抗震耦合系统［4，5，6］（如图1～图2所示）。
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核电厂管道系统振动分析与应用
【摘 要】 核电厂中管道的振动问题是普遍存在的，过大的振动会导致管系
和设备的疲劳损坏，直接影响核电厂的运行安全。核电厂中管道的振动又是比较
复杂的，除旋转设备本身是个重要振源外，管内流体的流动、管系布置、支吊架
设置等都会对振动产生重大影响。本文着重从产生振动的原因着手，并结合实际
案例探讨解决核电站管道振动问题的方法。
【关键词】 核电站 管道 振动
1 管道振动的测量
管道振动测量方法主要有三种：目视检查、简化测量（位移法和速度法）和
精确验证（模态反应法和测量应力法）。
目前国内外核电站对管道振动进行评价的推荐方法和经验，大多数采用速度
限值进行评价，即使用速度法计算许用速度峰值（速度限值） 。
依据ASME OM-S/G-2000 Part3的规范要求，管系上各点的最大振动速度峰
值应小于许用速度峰值。许用速度峰值的表达式为（式中参数取值可参照标准
DL/T1103-2009）：
（英制单位in/sec，psi）
或（国际单位mm/s，MPa）
式中：：补偿管道特征跨上集中质量影响的修正系数；：ASME规范中定义的
应力系数，对大多数管道系统；：考虑管道内部介质和保温层质量的修正系数；
不同于固定端的端条件和不同于直跨的结构形式的修正系数；：考虑偏离共振的
强迫振动的修正系数。
在试验开展前，首先绘制管道的单线立体图，并在图上标出具体的测点位置
及管线号；然后根据上述的速度法公式，并结合已绘制的各系统管道单线立体图，
同时参考相关的技术要求，分别对各系统管道中振动比较大的点进行振动限值计
算。
振动测量的部位主要取在系统泵的进出口管线上。
2 振动原因分析及处理措施
管道振动的直接危害是因振动而出现疲劳开裂，从而导致系统不可用；间接
危害是引起管道上的阀门或设备上的某些部件松脱和断裂，同样给系统运行带来
危害，必须采取措施来减小管道的振动。
核电站管道及其支架和与之相连的各种设备和装置构成了一个复杂的机械
结构系统。使管线产生振动的原因主要有流体激振、共振、受迫振动三种。
2.1 流体激振
管道输送流体需通过泵、压缩机、风机等设备加压作为动力，这种加压方式
是间歇性或周期性的，因此，不可避免的要激发进出口管道内的流体呈脉动状态，
使管内流体参数（如压力、流速、密度等）随位置及时间作周期性变化。振动的
大小与流量密切相关；振动的形成与管道内某一部分的结构相关。需要针对具体
的情况，分析产生流体激振的原因：如果与流量相关，可采取改变流量的办法加
以处理，但改变流量需要考虑核电站实际的运行需要；如果与管道结构有关，则
可以改变管道的结构或对管系进行重新合理布置。
2.2 共振
管道共振是管道的固有频率与振源的频率非常接近乃至相同引起的。核电站
管道共振分为两类：
（1）管道机械共振：由管道、管件、支架等组成的管系本身就是一个弹性
系统。管系根据配管情况、支撑的类型和位置，会有一系列的固有频率，当激发
频率与某阶固有频率相等或相近时，便发生管道的机械振动。
（2）气柱共振：对于输送气体的管道（如压缩空气管道等），管道系统内所
容纳的气体称为气柱，因为气体可以压缩、膨胀，故可看作一个类似弹簧的振动
系统，具有一系列的固有频率，当风机或压缩机等设备的激发频率与某阶固有频
率相等或相近时，系统即产生对应该阶频率的共振；
共振的治理方法可以采用改变振源频率或改变管道固有频率。但改变振源的
频率一般比较困难，所以通常依靠增加支架来改变管系的固有频率，从而消除共
振。
2.3 受迫振动
管道受迫振动是由于振源振动相对强烈，通过传递方式引起管道某一部位振
动相对较高，例如与管道相联或相邻的机械设备（泵、通风机、压缩机等）传递
的振动。
由于核电站管道上的支架有很多是导向支架，这种支架与管道有1-3mm的
间隙，振动的传递基本不会在支架上受阻。对于这类振动，可改变支架结构形式，
把导向支架变为固定支架，从而减小和限制振动的传递。
2.4 敏感管
除以上三种产生振动的原因外，还有一类情况应予以重视：“敏感管”。
根据法国电力公司（EDF）的经验反馈，支管的裂纹大多发生在外径2英寸
以下的小支管和主管之间的管座焊缝，裂纹产生的主要原因是支管靠近振动源
（泵、调节阀、流量孔板等）以及支管设备采用不合理支撑造成焊缝应力集中出
现疲劳失效。此类小支管的振动疲劳被归纳为敏感管问题，其中的小支管称为“敏
感管”。
敏感小支管振动的特点是振源在主管上，很难降低振源，这时需要考虑改变
小支管的结构形式或增加连体支架等方式来加强小支管抗疲劳断裂的能力。如果
主管的振动较大，应先对主管进行治理，降低主管振动后再治理小支管的振动。
3 结语
核电厂管系的振动问题是相当复杂的，涉及的因索较多，产生振动的原因也
各不相同，同时整治时又受到现场条件的诸多制约。因此，解决管系的振动问题，
需要设计、制造、安装、调试、运行、维修等多方面人员的参与和介入，根据核
电厂管系的不同特点，采用有效的测量方法，进行振动分析研究，寻找振动超标
的主要原因，并提出合理化改进建议。
参考文献：
[1]福建福清核电厂1、2号机组旋转机械和核级管道振动测量与调整试验大
纲.
[2]福建福清核电厂1、2号机组常规岛旋转机械和管道振动测量与调整试验
大纲.
[3]30-H300204S-A77常规岛管线振动问题工程总结报告.
[4]0401S-430170-JT1-A RCP系统管道初始启动和预运行试验振动测量要求.
[5]DL/T 1103-2009核电站管道振动测试与评估.
[6]DL/T 982-2005核电厂汽水管道与支吊架维修调整导则.
[7]ASME OM-S/G-2000 Part3核电站管道系统在预运行和初始启动期间的振
动试验要求.
[8]彭浩.核岛管道振动的治理方法研究.
[9]邓邵文，秦余新.十年安全审评之核电厂实际状态安全因素之小支管振动
疲劳审查细则.