秦山核电厂(1秦山一期)是中国第一座自行设计、建造和运行管理的300MWe压水堆核电厂。上海核工程研究设计院作为秦山核电厂的总体设计单位,于20世纪70年代初开展大量设计、研究和开发工作,解决设计、建造和运行中遇到的各类工程问题,其中反应堆结构力学是确保核电厂主设备安全可靠运行重要的预测与仿真手段之一。概要地介绍反应堆结构力学在核电厂设计、建造、调试和运行等不同阶段,在设备的安全性和可靠性评估及老化、寿命评估方面所扮演的角色。主要内容涵盖核蒸汽供应系统主设备的分析法设计、安全分析相关的力学问题、承压设备的一些特殊问题(快速断裂的防止、密封分析及试验验证等)、流致振动的试验研究、设备的抗震鉴定、设备的失效诊断及原因分析、振动鉴定和诊断技术、承压设备的在线监测技术、缺陷评估方法、核电厂主设备的老化与寿命评估方法等。还对第三代先进压水堆技术中提出了需要进一步研究的力学问题,对现代应用力学如何在反应堆结构力学中更加发挥作用提出了方向。