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题名先进压水堆核电厂主管道结构完整性的研究
被引量:1
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作者
初起宝
房永刚
王庆
南相辰
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机构
环境保护部核与辐射安全中心
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出处
《核动力工程》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2017年第5期45-48,共4页
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文摘
以某先进压水堆核电厂主管道为例,对核安全一级管道的结构完整性进行分析评价,并对根据规范设计的管道设计裕量进行了分析。管道结构完整性评价内容包括依据规范对管道强度进行评价、采用解析法求解管道温度场进行热棘轮评价、采用简化雨流法对管道进行疲劳寿命评价。计算结果表明,主管道最小壁厚减少至55 mm能够满足标准规范要求,但安全裕度较小,其中主管道支管位置的疲劳和热棘轮评价结果裕量最小。
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关键词
主管道
壁厚减薄
结构完整性
疲劳寿命
热棘轮
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Keywords
Reactor coolant loop piping, Wall thickness reduction, Structural integrity, Fatigue life, Thermal ratchet
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分类号
TL372
[核科学技术—核技术及应用]
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