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题名基于威斯康辛冷凝试验本体的结构改进及分析
被引量：1
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作者
杨林
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机构
国家核电技术有限公司北京研发中心
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出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2016年第2期159-164,共6页
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基金
大型先进压水堆核电站重大专项
CAP1400非能动安全壳冷却系统性能研究及试验
2011ZX06002-005
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文摘
先进压水堆(APWR)是第三代核电技术的代表堆型之一,它采用了非能动安全系统,提高了安全性能。非能动安全壳冷却系统(PCCS)主要利用蒸汽的冷凝来带走安全壳内的热量。本文主要介绍了威斯康辛大学进行的冷凝试验的试验本体结构,应用ANSYS软件对其结构进行了应力分析,并在现有结构的基础上对外部加强筋布置进行了一定的改进和优化。通过计算和比较可以看出,经过改进后的加强筋布置,不仅满足原有的试验要求,结构布置合理,更提高了试验本体的承压能力,使其能够满足更高试验压力的需要。
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关键词
压力容器
应力
加强筋
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Keywords
ap wr
PCCS
apwr
PCCS
pressurized vessel
stress
stiffener
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分类号
TL421
[核科学技术—核技术及应用]
TL351
[核科学技术—核技术及应用]
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