秦山核电厂定期安全审查中反应堆堆内构件老化机理描述

摘要：

反应堆堆内构件是确保电厂在整个服役期间安全运行的重要设备.本文描述了秦山核电厂堆内构件的结构和功能以及运行工况条件,包括载荷条件、使用载荷(机械载荷、温度载荷、水力载荷和地震载荷)、在役温度和中子通量条件、一回路水化学条件.以此为基础,总结了与压水堆堆内构件有关的需审查和评价的老化机理——脆化、疲劳、腐蚀、辐照导致的蠕变、松弛和肿胀及机械磨损.在结合秦山核电厂10年运行经验的基础上,针对性地分析了其堆内构件应重点考虑的老化机制,为今后的堆内构件的老化评审和老化管理大钢提供了技术基础.

关键词： 定期安全审查(PSR) 堆内构件 老化机理 核电厂

作者: 宁冬 张明

作者单位: 上海核工程研究设计院

会议类型: 国内会议

会议名称: 第十二届全国反应堆结构力学会议

会议地点: 北京

会议语种:中文

页码: 280-284

在线出版日期: 2002-09-01（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）