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作者：陈明亚;余伟炜;韩姚磊;林磊;彭群家;史芳杰;赵万祥;
单位：苏州热工研究院有限公司;国家核电厂安全及可靠性工程技术研究中心;
摘要：压水堆核电厂反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel, RPV）、蒸汽发生器（Steam Generator, SG）、主泵等大型碳钢设备的容器管嘴与奥氏体钢管道通过异种钢焊缝（Dissimilar Metal Weld, DMW）相连接。厚壁DMW存在材料不均和较为复杂的焊接残余应力（Weld Residual Stress, WRS），容易导致疲劳或应力腐蚀裂纹的产生。首先，调研了国际上经测量和数值分析获得的核电厂DMW的WRS情况；其次，基于一种单元体的体积均匀加热的WRS快速仿真方法，获取了一回路热管段（RPV出口至SG进口之间的连接管段，其为一回路压力边界中运行参数最高的管段）DMW的WRS。数值仿真分析的结果与美国推荐的拟合包络曲线趋势一致，且整体上可以被美国推荐的拟合曲线包络，说明所述的WRS快速仿真方法是可行的。厚壁DMW的WRS数值较大，但在管道内、外表面位置处的应力值比美国的推荐值保守，表明在实际结构分析中可以获得更多的安全裕度。
关键词：压水堆;;异种钢焊缝;;焊接残余应力;;数值分析
基金资助：国家重点研发计划项目(2020YFB1901500);; 国家自然科学基金项目(12075274)~~
