原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
布置氧化物牺牲性材料(OSM)的熔融堆芯稀释方案是一种较有前途的容器内滞留(IVR)增强技术.布置OSM后,堆芯熔融物的质量和体积增大,且熔池结构发生翻转,氧化物层位于反应堆压力容器(RPV)直筒段,因此分析布置OSM后RPV的结构完整性是评价稀释方案可行性的重要研究内容.本文分别对未布置OSM(传统IVR)和布置OSM后的RPV进行弹塑性分析.研究发现,RPV结构不连续区域是结构中最薄弱的位置,未布置OSM时,结构不连续部位进入极限承载状态,但此处外壁面的最大纵向主应变较小(约3.9%),RPV不会发生塑性撕裂失效;布置OSM后,RPV的结构承载能力显著增强,在远离结构不连续区域的部位,壁面非屈服区厚度增大,即使在结构不连续部位,壁面也未进入极限承载状态,且也不会发生塑性撕裂失效.
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关键词热度
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文献信息
篇名 IVR中熔融堆芯被牺牲性材料稀释后的RPV弹塑性有限元分析
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 轻水反应堆 严重事故 容器内滞留 牺牲性材料 弹塑性有限元分析 反应堆压力容器
年,卷(期) 2017,(8) 所属期刊栏目 反应堆工程
研究方向 页码范围 1413-1418
页数 6页 分类号 TL351.6|TL383
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2017.51.08.1413
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 杨培勇 4 4 1.0 2.0
3 何铮 4 4 1.0 2.0
5 李鹏飞 4 8 2.0 2.0
7 刚直 2 1 1.0 1.0
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研究主题发展历程
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轻水反应堆
严重事故
容器内滞留
牺牲性材料
弹塑性有限元分析
反应堆压力容器
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
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
7198
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