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摘要:
反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一.特别是承压热冲击(PTS)工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义.为验证AP 1000反应堆压力容器的结构完整性,本文简要阐述了AP1000反应堆压力容器进行确定性结构完整性分析的必要性,并对压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性进行了评价.分析评价采用概率断裂力学软件FAVOR中的FAVLoad模块进行,并应用IAEA-TECDOC-1627中的基准考题对该模块进行了验证,最后对AP1000反应堆压力容器进行了确定性结构完整性评价.评价结果表明,AP1000反应堆压力容器寿期末实际RTPTS值低于假想PTS瞬态对应的限值.反应堆压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性可以保证,同时也说明采用FAVLoad模块进行反应堆压力容器确定性结构完整性评价的方法可行.
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文献信息
篇名 AP1000反应堆压力容器承压热冲击下结构完整性分析
来源期刊 核技术 学科 工学
关键词 AP1000 反应堆压力容器(RPV) PTS 结构完整性
年,卷(期) 2013,(4) 所属期刊栏目 断裂力学及缺陷评定
研究方向 页码范围 151-158
页数 8页 分类号 TL351+.6
字数 4434字 语种 中文
DOI
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 李锴 6 13 2.0 3.0
2 张静 7 14 2.0 3.0
3 王东辉 10 25 2.0 5.0
4 钟志民 17 32 3.0 5.0
5 张亚平 4 22 2.0 4.0
传播情况
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二级参考文献  (1)
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2019(2)
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研究主题发展历程
节点文献
AP1000
反应堆压力容器(RPV)
PTS
结构完整性
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
核技术
月刊
0253-3219
31-1342/TL
大16开
上海市800-204信箱
4-243
1978
chi
出版文献量(篇)
4560
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14
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