核动力工程
覈動力工程
핵동력공정
NUCLEAR POWER ENGINEERING
2012年
1期
1-3,13
,共4页
反应堆%压力容器%断裂%承压热冲击%应力强度因子
反應堆%壓力容器%斷裂%承壓熱遲擊%應力彊度因子
반응퇴%압력용기%단렬%승압열충격%응력강도인자
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.
依據RCC-M規範和美國NRC 10CFR50.61,對存在假想裂紋的反應堆壓力容器堆芯帶區進行承壓熱遲擊分析研究.計算覈電廠壽期末的基準溫度,併採用承壓熱遲擊篩選準則進行評定;計算瞭承壓熱遲擊瞬態作用下裂紋尖耑的應力彊度因子,併按RCC-M規範進行評定.
의거RCC-M규범화미국NRC 10CFR50.61,대존재가상렬문적반응퇴압력용기퇴심대구진행승압열충격분석연구.계산핵전엄수기말적기준온도,병채용승압열충격사선준칙진행평정;계산료승압열충격순태작용하렬문첨단적응력강도인자,병안RCC-M규범진행평정.
