摘要：以反应堆压力容器(RPV)堆芯带区和入口接管为研究对象,建立断裂力学有限元分析模型,以典型事故瞬态的详细热工水力分析结果作为输入条件,对其进行瞬态温度场分析和应力分析。结合RPV辐照脆化计算结果,采用确定性断裂力学分析方法,对RPV在4种典型瞬态下的结构完整性进行了分析评估。分析结果表明,40年寿期内,关注区域不会发生脆性断裂失效,但要关注冷却剂温度变化速率大的瞬态。

摘要：基于大量相似辐照脆化试验测试数据和实际辐照监督测试数据,采用统计分析的方法,选出适合于某核电厂反应堆压力容器(RPV)的辐照脆化评估公式。以该核电厂已经完成的辐照监督管测试数据为输入,对RPV当前的辐照脆化状态进行了评估,并推算、分析了RPV在寿期末的结构完整性;基于辐照脆化计算结果,绘制了各运行阶段RPV的压力-温度限值曲线(P-T曲线),并给出运行建议。