【摘 要】
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国际原子能机构2009年颁布的为依据,梳理了核电厂从设计、建造、调试,到运行、延寿,直至退役的全生命周期各阶段需要开展的老化管理工作,分析了上一阶段工作与下阶段工作的内在联系,说明了反应堆结构力学等各相关专业对核电厂各阶段老化管理的积极作用,论述了老化管理核安全导则的全面实施,对核电厂设计理念、设备制造、设备鉴定、建造调试、营运管理、检查维修、执照取证、延寿模式、退役模式等带来新的挑战,对促进核电
【机 构】
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上海核工程研究设计院/上海市核电工程重点实验室,上海 20033
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国际原子能机构2009年颁布的<核电厂老化管理核安全导则(NS-G-2.12)>为依据,梳理了核电厂从设计、建造、调试,到运行、延寿,直至退役的全生命周期各阶段需要开展的老化管理工作,分析了上一阶段工作与下阶段工作的内在联系,说明了反应堆结构力学等各相关专业对核电厂各阶段老化管理的积极作用,论述了老化管理核安全导则的全面实施,对核电厂设计理念、设备制造、设备鉴定、建造调试、营运管理、检查维修、执照取证、延寿模式、退役模式等带来新的挑战,对促进核电厂核安全水平的全面提高,对正在积极发展中的核电行业安全稳定可持续发展有重要意义。
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采用SYSWELD软件，对厚度为13mm的超高强钢进行了多道TIG焊接仿真模拟，整条焊缝由26道焊缝组成，热源模型选用了双椭球分布模型，模拟计算了自由装卡条件下的焊接温度场、残余应力及焊接过程引起的变形。分析发现，焊缝及近缝区域存在较高的残余应力，三个方向主应力及米塞斯应力较高，sigma11最大值为1275.5MPa，sigma22和sgma33最大值为1570.35MPa，米塞斯最大值为124
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