用RTT0取代RTNDT分析国产某核压力容器压力-温度限值曲线的效益

• 作者: 惠虎 曹昱澎 李辉 贺寅彪 轩福贞
• 来源期刊: 核技术
• 学科: 工学
• 关键词: 反应堆压力容器 压力-温度限值曲线 主曲线法 ASTM E1921
• 年，卷（期）: 2014,（7）
• 所属期刊栏目: 核能科学与工程
• 页码范围: 72-78
• 页数: 7页
• 分类号: TL351
• 字数: 5334字
• 语种: 中文
• DOI: 10.11889/j.0253-3219.2014.hjs.37.070601

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.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	贺寅彪	上海核工程研究设计院工程设备所	43	148	7.0	11.0
2	轩福贞	华东理工大学承压系统与安全教育部重点实验室	168	1253	19.0	26.0
3	惠虎	华东理工大学承压系统与安全教育部重点实验室	66	299	9.0	14.0
4	曹昱澎	华东理工大学承压系统与安全教育部重点实验室	4	15	2.0	3.0
8	李辉	上海核工程研究设计院工程设备所	7	11	2.0	2.0