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反应堆压力容器承压热冲击分析 被引量:16
1
作者 贺寅彪 曲家棣 窦一康 《压力容器》 2004年第10期5-9,13,共6页
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... 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。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 承压热冲击 结构完整性 表面裂纹和深埋裂纹
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反应堆压力容器承压热冲击分析研究 被引量:9
2
作者 郑斌 臧峰刚 孙英学 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第1期1-3,13,共4页
依据RCC-M规范和美国NRC 10CFR50.61,对存在假想裂纹的反应堆压力容器堆芯带区进行承压热冲击分析研究。计算核电厂寿期末的基准温度,并采用承压热冲击筛选准则进行评定;计算了承压热冲击瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子,并按RCC-M规... 依据RCC-M规范和美国NRC 10CFR50.61,对存在假想裂纹的反应堆压力容器堆芯带区进行承压热冲击分析研究。计算核电厂寿期末的基准温度,并采用承压热冲击筛选准则进行评定;计算了承压热冲击瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子,并按RCC-M规范进行评定。 展开更多
关键词 反应堆 压力容器 断裂 承压热冲击 应力强度因子
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承压热冲击下反应堆压力容器的概率评定进展与案例分析 被引量:8
3
作者 高增梁 李曰兵 雷月葆 《机械工程学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第20期67-78,共12页
在压水堆核电站运行中,某些工况可能会使反应堆压力容器(Reactor pressure vessels,RPV)经受承压热冲击(Pressurized thermal shock,PTS)瞬态,这给含缺陷RPV的结构完整性带来了一定的挑战。简要介绍含缺陷RPV在PTS条件下的筛选准则及其... 在压水堆核电站运行中,某些工况可能会使反应堆压力容器(Reactor pressure vessels,RPV)经受承压热冲击(Pressurized thermal shock,PTS)瞬态,这给含缺陷RPV的结构完整性带来了一定的挑战。简要介绍含缺陷RPV在PTS条件下的筛选准则及其结构完整性评定方法,重点阐述PTS下含缺陷RPV的概率评定方法。概率评定方法采用概率断裂力学(Probabilistic fracture mechanics,PFM)分析,主要内容包括不确定因素统计分析(裂纹检出率、裂纹尺寸、材料性能等)、裂纹启裂模型及穿透模型等。此外,还对适用于PTS分析的典型PFM程序进行评价。在此基础上,针对典型RPV利用自主开发的PFM程序进行两个典型PTS瞬态的案例分析和结构完整性评定。分析结果表明在60年设计寿命内分析瞬态下该RPV的失效频率低于核安全要求值。结合目前我国核电发展,针对PTS下RPV结构完整性概率评定提出几点建议。 展开更多
关键词 承压热冲击 概率断裂力学 结构完整性评定 反应堆压力容器
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反应堆压力容器承压热冲击瞬态载荷与断裂分析 被引量:5
4
作者 杨森皓 银建中 《压力容器》 北大核心 2022年第6期40-48,共9页
为探究堆芯衰变热条件对反应堆承压热冲击(PTS)安全分析的影响,基于带堆芯的ACP1000反应堆压力容器(RPV)模型,通过三维流固耦合传热方法,对小破口冷却剂流失事故(SBLOCA)及稳压器阀门卡开事故两种工况下的PTS瞬态进行数值模拟,通过确定... 为探究堆芯衰变热条件对反应堆承压热冲击(PTS)安全分析的影响,基于带堆芯的ACP1000反应堆压力容器(RPV)模型,通过三维流固耦合传热方法,对小破口冷却剂流失事故(SBLOCA)及稳压器阀门卡开事故两种工况下的PTS瞬态进行数值模拟,通过确定性断裂分析计算裂纹参数,得到了带堆芯衰变热模型的应力强度因子分析结果。结果显示,在不同工况条件下,考虑堆芯衰变热的RPV模型PTS瞬态热载荷较大,过冷瞬态的应力强度因子提高,考虑堆芯热效应能够得到更接近实际PTS工况的分析结果,且堆芯热影响大小与多因素相关。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 承压热冲击 堆芯衰变热 瞬态热应力
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田湾核电站反应堆压力容器承压热冲击分析 被引量:6
5
作者 初起宝 刘维平 +1 位作者 马静娴 李海龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第9期1619-1623,共5页
反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压... 反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压热冲击分析,在分析中考虑了小破口失水事故和安全阀误开启这两种最严酷工况。计算结果表明:有限元分析的结果与外国专家推荐方法的计算结果基本吻合,且田湾核电站反应堆压力容器2#焊缝寿期末的脆性转变温度小于最低容许脆性转变温度,能满足防脆断的设计要求。 展开更多
关键词 田湾核电站 反应堆压力容器 承压热冲击 防脆断
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承压热冲击下材料特性对反应堆压力容器结构完整性的影响 被引量:6
6
作者 曹明 贺寅彪 +1 位作者 张万平 黄庆 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期588-592,共5页
介绍了承压热冲击(PTS)分析的背景和研究现状,阐述了基于确定性断裂力学的反应堆压力容器(RPV)结构完整性分析方法。分析了材料性能模式(线弹性和弹塑性)和辐照效应对PTS下RPV结构完整性的影响。
关键词 反应堆压力容器 承压热冲击 断裂力学 弹塑性 辐照
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瞬态承压热冲击下AP1000反应堆压力容器热应力数值模拟 被引量:4
7
作者 马梓淇 张宏亮 +3 位作者 何培峰 许斌 罗英 周进雄 《中国科学:技术科学》 EI CSCD 北大核心 2017年第7期685-691,共7页
反应堆压力容器是反应堆系统中最重要的组件之一.在失水事故中通过安注嘴注入的低温冷却水会导致反应堆压力容器发生严重的承压热冲击现象.本文针对AP1000反应堆压力容器承压热冲击现象进行了流体动力学和热-力耦合分析,得到了在冷却水... 反应堆压力容器是反应堆系统中最重要的组件之一.在失水事故中通过安注嘴注入的低温冷却水会导致反应堆压力容器发生严重的承压热冲击现象.本文针对AP1000反应堆压力容器承压热冲击现象进行了流体动力学和热-力耦合分析,得到了在冷却水注入瞬态过程中反应堆压力容器内部流场以及壁面温度分布特性,并采用双线性弹塑性模型对反应堆压力容器由于瞬态非均匀温度分布引起的热-力耦合现象进行分析.结果表明,承压热冲击现象会导致反应堆压力容器局部应力过高,在安注嘴区域应力甚至会超过材料的屈服强度,但在安注嘴以外的其他区域结构是安全的并保持在较低的应力状态.本文的数值模拟方法和分析结果可为反应堆的可靠性和安全性评估提供参考. 展开更多
关键词 AP1000 反应堆压力容器 承压热冲击 弹塑性 热应力
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基于概率断裂力学的承压热冲击条件下含周向裂纹圆筒体的结构完整性研究 被引量:4
8
作者 李曰兵 金伟娅 +2 位作者 包士毅 高增梁 雷月葆 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第4期145-150,共6页
为探索适合我国核电站反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)条件下基于概率断裂力学(PFM)的结构完整性评定方法,本文以含周向内表面裂纹圆筒体为对象,研究其在PTS条件下的响应和结构完整性评定方法。首先基于有限元计算,确定了在PTS条... 为探索适合我国核电站反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)条件下基于概率断裂力学(PFM)的结构完整性评定方法,本文以含周向内表面裂纹圆筒体为对象,研究其在PTS条件下的响应和结构完整性评定方法。首先基于有限元计算,确定了在PTS条件下沿壁厚的热应力场分布,并在此基础上计算了裂纹尖端应力强度因子;继而将裂纹深度、材料断裂韧性、材料屈服强度等视为随机变量,用R6失效评定图和线弹性断裂力学等方法进行了PTS条件下裂纹启裂评定,基于Monte Carlo方法开发了示范性评定软件,分析了各随机变量对其失效概率的敏感性。 展开更多
关键词 概率断裂力学 承压热冲击 反应堆压力容器 MONTE CARLO模拟
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PTS瞬态流动与换热数值模拟研究 被引量:3
9
作者 吴海玲 李悦 +2 位作者 陈听宽 卢冬华 罗毓珊 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2002年第2期119-124,129,共7页
为了研究压水堆因“直接安注”冷水注入压力容器下降环腔而导致的承压热冲击(PTS)热工水力问题,基于1:10比例模型,应用计算流体力学软件FLUENT5.4进行了紊流流动换热的数值模拟分析,同时进行了常压瞬态传热实验研究。针对下降环腔折... 为了研究压水堆因“直接安注”冷水注入压力容器下降环腔而导致的承压热冲击(PTS)热工水力问题,基于1:10比例模型,应用计算流体力学软件FLUENT5.4进行了紊流流动换热的数值模拟分析,同时进行了常压瞬态传热实验研究。针对下降环腔折算流速0.5 m/s,安注流速10m/s的典型工况,研究了安注水开启后下降环腔内的瞬态流动换热特性,数值模拟与实验结果吻合良好。考察了压力容器安注接管出口区环形焊缝区及堆芯段筒体中子强辐照区所承受的热冲击状况,基于稳态流动研究了下降环腔内流体混合特性及流动机理,为热冲击分析提供参考。 展开更多
关键词 PTS 瞬态流动 换热 数值模拟 承压热冲击 “直接安注” 压力容器下降环腔 热工水力分析 压水堆
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基于统一曲线法的反应堆压力容器防脆断承压热冲击分析
10
作者 杜爱国 杨兴旺 +1 位作者 施春丰 马连骥 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第4期727-733,共7页
田湾核电厂将3、4号机组硼水贮存系统水箱运行温度从70℃调整至20℃,以降低水箱钢衬里应力腐蚀的风险。水箱运行温度的调整会影响反应堆压力容器(RPV)的防脆断设计分析结论,需重新进行评价。采用统一曲线法对RPV 2号焊缝进行了承压热冲... 田湾核电厂将3、4号机组硼水贮存系统水箱运行温度从70℃调整至20℃,以降低水箱钢衬里应力腐蚀的风险。水箱运行温度的调整会影响反应堆压力容器(RPV)的防脆断设计分析结论,需重新进行评价。采用统一曲线法对RPV 2号焊缝进行了承压热冲击分析,并与采用初始设计方法的分析结果进行对比。结果表明,在水箱运行温度为20℃条件下RPV满足防脆断设计要求,采用统一曲线法评价时RPV具有更大的设计寿命容量。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 承压热冲击 统一曲线法 防脆断
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Influence evaluation of loading conditions during pressurized thermal shock transients based on thermal-hydraulics and structural analyses
11
作者 Jinya KATSUYAMA Shumpei UNO +1 位作者 Tadashi WATANABE Yinsheng LI 《Frontiers of Mechanical Engineering》 SCIE CSCD 2018年第4期563-570,共8页
The thermal hydraulic (TH) behavior of coo- lant water is a key factor in the structural integrity assessments on reactor pressure vessels (RPVs) of pressurized water reactors (PWRs) under pressurized thermal sh... The thermal hydraulic (TH) behavior of coo- lant water is a key factor in the structural integrity assessments on reactor pressure vessels (RPVs) of pressurized water reactors (PWRs) under pressurized thermal shock (PTS) events, because the TH behavior may affect the loading conditions in the assessment. From the viewpoint of TH behavior, configuration of plant equipment and their dimensions, and operator action time considerably influence various parameters, such as the temperature and flow rate of coolant water and inner pressure. In this study, to investigate the influence of the operator action time on TH behavior during a PTS event, we developed an analysis model for a typical Japanese PWR plant, including the RPV and the main components of both primary and secondary systems, and performed TH analyses by using a system analysis code called RELAP5. We applied two different operator action times based on the Japanese and the United States (US) rules: Operators may act after 10 min (Japanese rules) and 30 min (the US rules) after the occurrence of PTS events. Based on the results of TH analysis with different operator action times, we also performed structural analyses for evaluating thermal-stress distributions in the RPV during PTS events as loading conditions in the structural integrity assessment. From the analysis results, it was clarified that differences in operator action times significantly affect TH behavior and loading conditions, as the Japanese rule may lead to lower stresses than that under the US rule because an earlier operator action caused lower pressure in the RPV. 展开更多
关键词 structural integrity reactor pressure vessel pressurized thermal shock thermal hydraulic analysis pressurized water reactor weld residual stress
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高压安注条件下冷管段和环腔流体混合特性的数值分析 被引量:3
12
作者 韩旭 熊进标 +1 位作者 程旭 王宁 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1387-1392,共6页
压水堆高压安注条件下冷热流体混合会导致承压热冲击现象,影响压力容器的使用寿命。本文基于ROCOM实验装置的实验数据,使用CFD方法对高压安注条件下有密度差的冷热流体混合现象进行了模拟,并对模拟结果进行了验证与分析。结果表明,在冷... 压水堆高压安注条件下冷热流体混合会导致承压热冲击现象,影响压力容器的使用寿命。本文基于ROCOM实验装置的实验数据,使用CFD方法对高压安注条件下有密度差的冷热流体混合现象进行了模拟,并对模拟结果进行了验证与分析。结果表明,在冷管段和下降段环腔中流体混合的主导因素分别为强迫流动混合和浮升力驱动混合。在仅有1条冷管段注入的情况下,进入下腔室的流体会再次回流至环腔,从而对冷却剂的混合特性产生影响。 展开更多
关键词 高压安注 混合特性 热分层 承压热冲击
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反应堆压力容器承压热冲击(PTS)分析 被引量:3
13
作者 孙英学 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第A02期99-102,共4页
在反应堆运行过程中发生严重的失水事故(LOCA)时,应急堆芯冷却系统启动,冷的安注水从安注接管注入反应堆压力容器(RPV)中,此时压力容器还维持较高压力,这种瞬态就称为承压热冲击,即PTS(Pressurized ThermalShock)。按照10CFR50。61和RC... 在反应堆运行过程中发生严重的失水事故(LOCA)时,应急堆芯冷却系统启动,冷的安注水从安注接管注入反应堆压力容器(RPV)中,此时压力容器还维持较高压力,这种瞬态就称为承压热冲击,即PTS(Pressurized ThermalShock)。按照10CFR50。61和RCC-M规范,对安注接管、焊缝和堆芯筒体三个区域,进行了PTS工况评估,分析结果表明,在发生PTS时,压力容器的完整性是能够保证的。 展开更多
关键词 反应堆 压力容器 承压热冲击 裂纹 断裂韧性 应力强度因子 失水事故
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受压热冲击下反应堆压力容器内流动和传热研究综述 被引量:2
14
作者 卢冬华 王海军 +1 位作者 陈听宽 罗毓珊 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第2期97-102,共6页
在发生反应堆失水事故(LOCA)时,紧急安注导致的受压热冲击(PTS)对反应堆压力容器(RPV)的安全有着重要影响。对于失水事故下反应堆压力容器内流动和传热的研究,发达国家已经进行了很多年,在试验模拟和数值计算方面均取得了很多的成果。... 在发生反应堆失水事故(LOCA)时,紧急安注导致的受压热冲击(PTS)对反应堆压力容器(RPV)的安全有着重要影响。对于失水事故下反应堆压力容器内流动和传热的研究,发达国家已经进行了很多年,在试验模拟和数值计算方面均取得了很多的成果。随着我国近年来核电技术的进步,对失水事故下RPV的完整性展开了研究工作。本文总结了国内外该方面研究工作,对研究工作中存在的问题和发展的方向进行了探讨。 展开更多
关键词 受压热冲击 压力容器 流动 传热
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核反应堆压力容器的热-机械耦合及断裂分析 被引量:2
15
作者 孙欣 柴国钟 鲍雨梅 《中国科学技术大学学报》 CAS CSCD 北大核心 2017年第6期491-497,共7页
为研究承压热冲击对含表面裂纹的核反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)的承载能力的影响,利用ABAQUS软件对裂纹周围的环带区建立三维有限元模型,得到了瞬态温度场和应力场.使用扩展有限元法对热-机械耦合场中裂纹的扩展情况... 为研究承压热冲击对含表面裂纹的核反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)的承载能力的影响,利用ABAQUS软件对裂纹周围的环带区建立三维有限元模型,得到了瞬态温度场和应力场.使用扩展有限元法对热-机械耦合场中裂纹的扩展情况进行模拟.对不同的无延性转变温度下容器的极限承载力进行了弹塑性断裂分析,并与弹性分析的结果进行对比,总结出材料的断裂特性.通过网格的细化发现,由不同单元尺寸得到的裂纹扩展路径及损伤程度是相当的,从而避免了病态网格的依赖性. 展开更多
关键词 反应堆压力容器 承压热冲击 扩展有限元法 无延性转变温度
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承压热冲击下反应堆压力容器的塑性失效分析 被引量:1
16
作者 孙欣 柴国钟 鲍雨梅 《固体力学学报》 CSCD 北大核心 2017年第4期369-378,共10页
承压热冲击(PTS)使反应堆压力容器(RPV)的完整性面临极大的挑战,尤其是在喷嘴周围的环带区.考虑到瞬态温度处于零韧性参考温度之上,引入非线性材料性能来模拟一个真实RPV的混合温度场和应力场.应用扩展有限元法对喷嘴区中的裂纹扩展过... 承压热冲击(PTS)使反应堆压力容器(RPV)的完整性面临极大的挑战,尤其是在喷嘴周围的环带区.考虑到瞬态温度处于零韧性参考温度之上,引入非线性材料性能来模拟一个真实RPV的混合温度场和应力场.应用扩展有限元法对喷嘴区中的裂纹扩展过程进行模拟,并得到了承压热冲击下的临界裂纹尺寸.结果显示,PTS初期的热应力效应显著,后期热-机械耦合作用产生的峰值应力很可能会引起结构失效.应用直接和间接耦合法得到的数值结果吻合,且后者的计算效率较高.在塑性极限承载状况下,裂纹尖端在靠近内壁的位置容易产生扩展.离内壁较远的裂纹尖端由于受热冲击影响较小,发生裂纹扩展的可能性相对较低.随着基体墙厚度的减小,容许的裂纹尺寸急剧缩小,接近临界承载状态时稳态裂纹扩展的程度明显降低. 展开更多
关键词 反应堆压力容器 扩展有限元法 承压热冲击 参考温度
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LOCA下具有表面裂纹的反应堆压力容器承压热冲击分析 被引量:1
17
作者 陆维 何铮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1407-1412,共6页
失水事故(LOCA)瞬态下,具有半椭圆形表面裂纹的反应堆压力容器(RPV)承压热冲击(PTS)问题被研究。采用有限元方法计算瞬态过程的热-应力响应;采用影响函数法计算应力强度因子,分别对母材和堆焊层内的应力进行分解,从而解决了由于堆焊层... 失水事故(LOCA)瞬态下,具有半椭圆形表面裂纹的反应堆压力容器(RPV)承压热冲击(PTS)问题被研究。采用有限元方法计算瞬态过程的热-应力响应;采用影响函数法计算应力强度因子,分别对母材和堆焊层内的应力进行分解,从而解决了由于堆焊层存在造成的应力拟合困难带来的计算偏差。编制了相应的断裂分析程序,对LOCA下RPV的结构完整性进行了分析。结果表明,在研究的LOCA下,整个瞬态过程中RPV应力强度因子均未超过材料断裂韧性,压力容器结构安全。本文研究为RPV在PTS下的结构完整性评估提供理论指导。 展开更多
关键词 承压热冲击 表面裂纹 影响函数法 应力强度因子
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反应堆压力容器用钢断裂韧度的表征方法及其统计模型 被引量:1
18
作者 李曰兵 高增梁 雷月葆 《机械工程材料》 CSCD 北大核心 2014年第4期91-95,共5页
简要介绍了目前反应堆压力容器(RPV)用钢断裂韧度的两种表征方法——基于参考无延性转变温度(TNDT)的下限曲线法和基于参考温度(T0)的主曲线法,并阐述了断裂韧度的典型统计模型,以表征断裂韧度试验数据的分散性。基于所开发的概率断裂力... 简要介绍了目前反应堆压力容器(RPV)用钢断裂韧度的两种表征方法——基于参考无延性转变温度(TNDT)的下限曲线法和基于参考温度(T0)的主曲线法,并阐述了断裂韧度的典型统计模型,以表征断裂韧度试验数据的分散性。基于所开发的概率断裂力学(PFM)分析程序,分析了不同统计模型对承压热冲击(PTS)条件下含缺陷RPV失效概率的影响,为国产RPV用钢断裂韧度数据的统计分析提供参考。 展开更多
关键词 断裂韧度 概率断裂力学 反应堆压力容器 承压热冲击
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CFD方法在压水堆安全分析中的应用现状和发展趋势
19
作者 李萍 陈煜 +1 位作者 姚伟达 谢永诚 《计算机辅助工程》 2013年第3期57-62,70,共7页
为更好地利用CFD方法解决压水堆安全分析问题,简要介绍CFD方法,着重阐述其在硼稀释、混合和热分层以及受压热冲击等压水堆安全分析问题的应用现状,并提出CFD与系统程序的耦合计算、流固耦合计算和CFD与中子动力学程序的耦合计算将是CFD... 为更好地利用CFD方法解决压水堆安全分析问题,简要介绍CFD方法,着重阐述其在硼稀释、混合和热分层以及受压热冲击等压水堆安全分析问题的应用现状,并提出CFD与系统程序的耦合计算、流固耦合计算和CFD与中子动力学程序的耦合计算将是CFD方法在该领域的发展重点. 展开更多
关键词 CFD方法 压水堆 安全分析 硼稀释 混合和热分层 受压热冲击
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反应堆压力容器概率断裂力学评价方法研究
20
作者 陈建国 臧峰刚 杨宇 《机械工程师》 2017年第6期24-28,共5页
反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)载荷下结构完整性评定中由于很多参数的假设是确定的,分析结果偏保守。实际上许多参数(如裂纹尺寸、中子辐照等)具有统计特性,因此需要采用概率论的方法对RPV进行断裂力学分析。文中首先介绍了RPV... 反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)载荷下结构完整性评定中由于很多参数的假设是确定的,分析结果偏保守。实际上许多参数(如裂纹尺寸、中子辐照等)具有统计特性,因此需要采用概率论的方法对RPV进行断裂力学分析。文中首先介绍了RPV受PTS作用时的结构完整性评价方法,其次介绍了RPV受PTS作用下采用概率断裂力学分析RPV可靠性的方法。最后实例中,利用概率断裂力学分析方法对RPV进行了分析评价,并初步讨论了对RPV进行概率断裂力学评定遇到的问题。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 承压热冲击 概率断裂力学 断裂韧性
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