反应堆压力容器堆芯段断裂力学分析

摘要：

本文对反应堆压力容器运行128炉后的状态,进行了堆芯段的应力计算、疲劳裂纹扩展分析和快速断裂分析,并按照ASME规范对计算结果进行了分析和评定.评定结果表明:反应堆压力容器运行128炉后,堆芯段疲劳裂纹扩展和快速断裂都满足相应的评定准则.

关键词： Reactor pressure vessel Fracture mechanics Crack Fatigue propagation

作者: 孙英学

作者单位: 中国核动力院舰船核反应堆系统设计技术国防科技重点实验室 成都610041

会议类型: 国内会议

会议名称: 第七届全国压力容器学术会议

会议地点: 无锡

会议语种:中文

页码: 287-289

在线出版日期: 2009-10-28（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）