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秦山一期核电厂蒸汽发生器传热管堵头应力松弛分析 2018年11月1日 【正式出版版本】 【曾经优先出版版本】
秦山一期核电厂蒸汽发生器传热管堵头应力松弛分析
Stress relaxation analysis of heat pipe plug of steam generator in the first phase of qinshan nuclear power plant 2018年11月1日 【正式出版版本】 【曾经优先出版版本】
Stress relaxation analysis of heat pipe plug of steam generator in the first phase of qinshan nuclear power plant
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摘要： - 本文件是利用ANSYS软件的非线性接触分析来模拟秦山核电站蒸汽发生器传热管堵头与传热管的滚胀过程以及经历的各种水压试验和热疲劳试验工况.对堵头模型利用接触分析计算出的堵头与管壁之间接触并发生塑性变形之后沿长度方向的平均接触应力和最大接触应力以及经历各种试验工况后的应力松弛情况,然后与临界接触应力进行比较,判断堵头是否会有泄漏的危险.
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张凯
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| Author： | ZHANG Kai |
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中国核动力研究设计院核电工程指挥部,四川 双流,610200 |
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科技视界 ISTIC EI SCI PKU CSSCI |
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Science&Technology Vision ISTIC EI SCI PKU CSSCI |
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2018, (11) |
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TL351 |
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蒸汽发生器
滚胀式堵头
应力松弛
临界接触应力
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2018年7月20日 |
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