田湾核电站反应堆压力容器承压热冲击分析

作     者：初起宝 刘维平 马静娴 李海龙 CHU Qi-bao;LIU Wei-ping;MA Jing-xian;LI Hai-long

作者机构：环境保护部核与辐射安全中心北京100082 江苏核电有限公司江苏连云港222042 机械科学研究总院核设备安全与可靠性中心北京100044 

出 版 物：《原子能科学技术》 (Atomic Energy Science and Technology)

年 卷 期：2015年第49卷第9期

页      码：1619-1623页

摘      要：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。

主 题 词：田湾核电站 反应堆压力容器 承压热冲击 防脆断 

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] 0801[工学-力学类] 

核心收录：

D　O　I：10.7538/yzk.2015.49.09.1619

馆 藏 号：203228306...