反应堆压力容器承压热冲击分析研究

作     者：郑斌 臧峰刚 孙英学 ZHENG Bin;ZANG Feng-gang;SUN Ying-xue

作者机构：中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041 

出 版 物：《核动力工程》 (Nuclear Power Engineering)

年 卷 期：2012年第33卷第1期

页      码：1-3,13页

摘      要：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。

主 题 词：反应堆 压力容器 断裂 承压热冲击 应力强度因子 

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：10.3969/j.issn.0258-0926.2012.01.001

馆 藏 号：203257315...