| 核电厂反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力分析 |
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| 引用本文： | 孙兴见,张树军,马静娴.核电厂反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力分析[J].核安全,2010(4). |
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| 作者姓名： | 孙兴见 张树军 马静娴 |
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| 摘 要： | 综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。
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| 关 键 词： | 反应堆压力容器 主管道 焊缝残余应力 |
Weld Residual Stress of Reactor Pressure Vessel and Reactor Coolant Piping |
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| SUN Xingjian,ZHANG Shujun,MA Jingxian.Weld Residual Stress of Reactor Pressure Vessel and Reactor Coolant Piping[J].Nuclear Safety,2010(4). |
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| Authors: | SUN Xingjian ZHANG Shujun MA Jingxian |
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