【摘 要】
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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
【基金项目】
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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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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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