日本原子能压力容器及配管系统疲劳强度安全性评价

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一、前言 1973年ASME Code.See Ⅺ及其夏季补遗,是一部评定原子能压力容器及配管系统的容许缺陷的规范,它不仅规定了对单个缺陷的判别标准,还规定了对几个相邻缺陷的许用判别标准,所以,这部规范对生产中已知缺陷的许用判断有重要价值。但是,在以往的许多疲劳裂纹扩展的分析研究中,大多以单个缺陷作为研究对象,而对几个相邻缺陷的扩展规律的研究极少,所以,ASME Ⅺ中的几个相邻缺陷的许用判别标准,缺乏实验与理论根据。此外,在分析裂纹扩展过程时,还作了一些不合 I. PREFACE ASME Code. See XI 1973 and its summer addendum, 1973, is a specification for assessing allowable imperfections in nuclear pressure vessels and piping systems. It not only provides criteria for the determination of individual defects, but also provides for the determination of several adjacent Defects allowability criteria, so this specification has important value judgments on the production of known defects. However, in the past many fatigue crack growth analysis and research, most of the single defect as the research object, and the expansion of several adjacent defects rarely studied, so, ASME Ⅺ few adjacent defects Xu Judging criteria, the lack of experimental and theoretical basis. In addition, some differences were made when analyzing crack propagation
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