基于RSE-M规范核电厂反应堆压力容器堆焊层缺陷的断裂力学分析与评定

发布时间：2017-09-16 21:09

  本文关键词：基于RSE-M规范核电厂反应堆压力容器堆焊层缺陷的断裂力学分析与评定

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【摘要】：针对役前检查发现的秦山核电二期扩建工程4号机组反应堆压力容器堆焊层缺陷,采用法国核岛设备设计和建造规则协会(AFCEN)制定的《压水堆核岛机械设备在役检查规则(RSEM)》对其进行了断裂力学分析与评定,并与《ASME锅炉及压力容器规范(ASME BPVC):第Ⅺ卷》分析与评定结果进行了比较。结果表明:此工作形成了RSE-M规范断裂力学分析与缺陷评定的工程应用方法,与ASME方法相比此工程应用方法具有一定的保守性;提出的裂纹尖端应力强度因子KI具体计算方法,弥补了RSE-M以及ASME BPVC第Ⅺ卷中断裂力学相关内容的缺失。
【作者单位】： 中核核电运行管理有限公司;
【关键词】： 断裂力学 缺陷评定 反应堆压力容器 堆焊层 RSE-M规范
【分类号】：TL351.6;TG455
【正文快照】： 0引言秦山核电二期扩建工程4号机组反应堆压力容器(简称4#RPV)在役前检查时,采用经过能力验证的自动超声波检测系统(UT)检测时发现,靠近过渡段与下部堆芯筒体环焊缝的内表面不锈钢堆焊层中存在缺陷。缺陷位于堆焊层与不锈钢母材结合面处,最大幅值鐖2 mm-2.5dB,长209.4 mm(由断

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