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摘要
放射性水过滤器是保障核电机组冷却剂回路良好水质控制、降低辐射剂量的重要设备。研制的适用于第三代CAP系列核电机组的非核级高压过滤器壳体，严格按照ASME BPVC-Ⅷ进行壳体和功能部件的设计；采用ANSYS 14.0分析软件建立壳体的有限元模型，通过各种载荷条件下的力学性能分析，各部件完全满足结构完整性和Ⅱ级抗震要求；生产制造的壳体通过约1.25倍设计压力下的水压试验，焊缝处无任何泄漏和变形，可以替代进口产品。
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单位上海核工程研究设计院有限公司; 中国辐射防护研究院
