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核安全是核电发展的生命线,由于核电特殊的工艺流程和反应条件,一旦发生事故将造成灾难性的后果。核电主管道被称为核电站的“主动脉”,在使用过程中往往会以辐照脆化、应力腐蚀、腐蚀疲劳、损伤断裂等形式失效[1]
为保障核电站的安全,国内外学者针对核电主管道已开展了一系列研究。薛飞等2对压水堆核电站主管道进行了室温和 350°C 下的低周疲劳性能试验,得到了主管道材料的循环变形规律和寿命演化模型。(剩余5595字)
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考虑拘束的核电主管道损伤容限分析
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