用RT_(T_0)取代RT_(NDT)分析国产某核压力容器压力-温度限值曲线的效益

作     者：曹昱澎 贺寅彪 惠虎 李辉 轩福贞 CAO Yupeng;HE Yinbiao;HUI Hu;LI Hui;XUAN Fuzhen

作者机构：华东理工大学承压系统与安全教育部重点实验室上海200237 上海核工程研究设计院工程设备所上海200233 

基　　金：上海上海市博士后科研资助计划(No.12R21420600) 国家高技术研究发展计划(863计划)(No.2012AA040105) 大型先进压水堆核电站重大专项(No.2010ZX06002)资助 

出 版 物：《核技术》 (Nuclear Techniques)

年 卷 期：2014年第37卷第7期

页      码：72-78页

摘      要：ASME规范和美国联邦法规规定了核反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)在正常启、停堆过程中及水压试验时的压力和温度限值,2013年版ASME规范直接纳入了Code Case N-629,即同时接受了RTT0和RTNDT两种参考温度表征的材料断裂韧性KIc下包络线。本文对比分析采用KIR-RTNDT、KIc-RTNDT和KIc-RTT0三种断裂韧性取值方法所确定的压力-温度限值曲线(P-T曲线),以国产某台RPV为研究对象,计算了在40年设计寿期末和延寿期的P-T曲线。结果表明三者差别很大,基于KIc-RTT0下包络线拓宽了P-T运行窗口,甚至无需担心该容器在启停堆过程中会发生脆断,KIc-RTNDT曲线的计算结果偏保守,而由KIR-RTNDT给出的结果过于保守。研究结果为该电站的运行和延寿的可能性提供了支持。

主 题 词：反应堆压力容器 压力-温度限值曲线 主曲线法 ASTM E1921 

学科分类：08[工学] 0807[工学-电子信息类] 0827[工学-食品科学与工程类] 082701[082701] 0703[理学-化学类] 1009[医学-法医学类] 0702[理学-物理学类] 0801[工学-力学类] 

核心收录：

D　O　I：10.11889/j.0253-3219.2014.hjs.37.070601

馆 藏 号：203131955...