承压热冲击下核电厂主泵-主管道焊接接头断裂力学分析

doi:10.20190/j.cnki.02580918.202504019

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承压热冲击下核电厂主泵-主管道焊接接头断裂力学分析

更新时间：2025-09-20

- 承压热冲击下核电厂主泵-主管道焊接接头断裂力学分析
- Issue 4, Pages: 735-741(2025)
- 作者机构：
  
  1. 中核武汉核电运行技术股份有限公司
  2. 江苏核电有限公司
  3. 中核核动力在役检查及评定重点实验室
- 作者简介：
- 基金信息：
- DOI：10.20190/j.cnki.02580918.202504019
  CLC： TG407;TM623
- Published：2025
- 稿件说明：
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[J]. 2025, (4): 735-741.
DOI：

[J]. 2025, (4): 735-741. DOI： 10.20190/j.cnki.02580918.202504019.

摘要

为了评估核电厂主管道在承压热冲击下的脆性断裂风险，采用有限元分析方法计算核电厂主泵-主管道焊接接头在承压热冲击下的应力强度因子，分析焊接残余应力、焊缝处假想裂纹尺寸以及安注后主管道水位对主泵-主管道焊接接头发生脆性断裂的影响。结果表明：残余应力值越高，假想裂纹尺寸越深，安注后主管道水位高度越低，主泵-主管道焊接接头脆断风险越高。在管道焊接过程中控制残余应力，失水事故时保证管道尽快注满安注冷却水，可降低管道脆断的风险。

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