反应堆压力容器承压热冲击(PTS)确定性断裂力学分析
在反应堆运行过程中发生严重的失水事故(LOCA)时(包括小破口失水事故-SBLOCA和大破口失水事故-LBLOCA)，高压安全注入系统(HHSI)启动，冷的安注水从安注管注入压力容器(RPV)中。在这种过冷瞬态下，沿壁厚范围内的温差将引起非常大的热应力，在RPV内壁产生较高的拉应力，再加上内压的作用，内表面缺陷有可能迅速扩展甚至贯穿壁厚，引起PRV快速脆性断裂。本文根据RCC-M规范附录ZG中的有关要求，以国内某核电站为工程背景，对受高辐照脆化影响的堆芯区活性段进行了PTS确定性断裂力学分析及评定，分析结果表明：在发生PTS时，压力容器活性段的完整性是能够保证的。
反应堆压力容器 承压热冲击 断裂力学分析 反应强度因子
刘志伟 乔红威 张勇
中国核动力研究设计院反应堆工程研究所,成都610041
国内会议
哈尔滨
中文
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2011-08-22（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）