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核电厂换料水箱应力分析及裂纹评定.pdf

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核电厂换料水箱应力分析及裂纹评定
张维1　苗学良1　张静2　刘洪群3
(1. 中核核电运行管理有限公司二厂，浙江海盐 314300；2. 国核电站运行服务技术有限公司，上
海 200233；3. 苏州热工研究院有限公司，江苏苏州 215004；)
摘要：核电厂换料水箱是保障反应堆事故工况下，为设备冷却供水的设备之一。研究发
现，国内外核电厂换料水箱底板有出现裂纹，甚至发生泄漏的案例。为了更好的对换料水箱实施
检测，有必要筛选出无损检测的重点区域，获知裂纹的验收尺寸。因此本文从应力分析的角度，
对核电厂换料水箱进行了有限元模拟，分析了应力集中区域；并通过应用线弹性断裂力学确定了
换料水箱底板的临界裂纹尺寸。为后续现场检测、评定工作提供依据。
关键词：换料水箱　裂纹　应力分析　临界裂纹尺寸
中图分类号：文献标识码：A 文章编号：.11-2706/
Stress Analysis and Evaluation of Through-Wall Crack for IRWST
ZHANG Wei1, MIAO Xue-liang1, ZHANG Jing2, LIU Hong-qun3
(1. CNNC Nuclear Power Operations Management Co., LTD, Haiyan 314300, China; 2. State Nuclear
Power Plant Service Company, Shanghai 200233, China; 3. Suzhou Nuclear Power Research Institute,
技术 Suzhou 215004, China) 技术
Abstract:

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