反应堆压力容器承压热冲击分析

发布时间：2020-06-14 11:22

【摘要】：依据法规要求和国外的研究成果 ,对压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击 (PTS)的研究方法进行阐述。研究工作考虑和比较了不同的裂纹尺寸、不同的裂纹类型和不同的PTS瞬态的情况 ,进而确定该RPV在哪种裂纹和哪种瞬态下最危险。热弹性和热弹塑性两种材料模式运用于RPV的应力计算 ,分析中考虑了不锈钢堆焊层对断裂分析的影响。
【图文】：

辐照损伤对RPV断裂韧性的影响

(5)ASMEⅪ附录A[3]的缺陷分析方法:一旦在役检查发现有超过ASMEⅪ可接受标准的缺陷,该设备必须进行维修或按照ASMEⅪ附录A进行分析,证实其仍具有继续运行所要求足够的安全裕度。附录A的基本流程见图2。本质上而言,附录A是基于线弹性断裂力学的简化结构完整性分析。

【相似文献】

相关期刊论文 前10条

1 ;我国核电关键设备国产化取得重大突破[J];机械;2009年06期

2 边庆全;;瑞典实现了全自动检查反应堆压力容器系统[J];国外核新闻;1983年01期

3 张敬才;水堆压力容器的脆性断裂——准则、标准及其应用[J];核动力工程;1988年06期

4 谢永诚;徐雪莲;窦一康;贺寅彪;;核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发[J];原子能科学技术;2008年S2期

5 王发民;戴建中;;民用核电反应堆压力容器制造要点[J];一重技术;2009年03期

6 宁广胜 ,张长义 ,林虎 ,徐远超;秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样断裂韧性试验[J];中国原子能科学研究院年报;2001年00期

7 贺寅彪,曲家棣,窦一康;反应堆压力容器金属O形环密封性能研究[J];压力容器;2004年09期

8 郑连纲;杨宇;臧峰刚;;反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术[J];原子能科学技术;2008年S2期

9 宁广胜;张长义;杨文;林虎;钟巍华;佟振峰;;秦山核电站一期反应堆压力容器第5次监督试验[J];中国原子能科学研究院年报;2008年00期

10 曲家棣,王佩珠,谢世球,陈仁

本文编号：2712708