反应堆压力容器(RPV)相关论文
核岛主系统发生严重失水事故后,需要启动非能动安全注入系统注水以快速冷却堆芯,但过大的热冲击载荷易引起直接安注(DVI)接管发生......
按照RCC-M规范对设备进行快速断裂评价时,材料的初始无延性转变温度是重要的输入条件之一。材料中的碳含量超标会影响材料初始无延......
反应堆压力容器(RPV)辐照监督及辐照脆化评价是保证核反应堆寿期内安全运行的重要手段。介绍了田湾核电站1、2号VVER-1000型机组辐......
在理论分析和数值仿真技术基础上,研究并提出了一种主螺栓断裂对反应堆压力容器(RPV)密封性能、螺栓应力及疲劳的影响分析方法,采......
期刊
在分析一定量随站测试样品的基础上,构建了具有较高精度的反应堆压力容器(RPV)材料韧脆转变温度(DBTT)预测的人工神经网络模型,并......
反应堆压力容器(RPV)的辐照脆化问题是核安全的重中之重,影响到核电厂的安全性、经济性与公众信心.介绍了传统RPV辐照监督方案,讨......
对采用“水力缓冲+机械缓冲”技术的反应堆堆内构件二次支承结构缓冲性能进行分析,研究假想堆芯跌落事故(吊篮断裂)下反应堆堆内构......
期刊
【摘要】本文依据美国核管会（NRC）的最新研究理论以及断裂力学的基本理论，进一步分析研究了承压热冲击下反应堆压力容器断裂力学问题，......
介绍了CPR1000压水堆核电站反应堆压力容器主要焊缝的无损检验方法和技术要求，包括超声波检验、射线检验、液体渗透检验和磁粉检验，......
以反应堆压力容器(RPV)为例,给出主螺栓螺纹的疲劳强度减弱系数(K_f)与应力集中系数(K_t)之间的理论关系、K_f与K_t的合理取值范围......
考虑反应堆压力容器在役期间可能发生的典型的过冷瞬态（大破口失水和小破口失水事故），针对不同的裂纹形式运用MSC Marc程序进行断裂力......
针对法国压水堆(PWR)核电站,介绍其长寿命运行计划情况,分析反应堆压力容器(RPV)辐照监督大纲和评价方法,总结已有辐照监督数据,重......
反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素。本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M......
以美国Point Beach-2 60年延寿执照更新为例,论述基于中子辐照脆化机理的时限老化分析——承压热冲击分析、上平台能量分析和压力-......
反应堆压力容器(RPV)密封面结构是影响RPV密封性能的重要因素。建立2种不同密封面结构的RPV三维有限元模型,研究其对RPV密封性能的......
针对现有反应堆压力容器(RPV)主螺栓孔润滑存在的问题,提出了一种采用小口径出油管供油、阵列排布的刷毛旋转涂刷的涂覆方法,详细......
期刊
针对核反应堆压力容器（RPV）管嘴异种金属焊缝,介绍了对其进行着色渗透检测工艺（溶剂去除型着色渗透检测、溶剂悬浮显像）的特点;探讨了......
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......
在反应堆过冷瞬态下,沿壁厚范围内的温差将引起很大的热应力,在反应堆压力容器（RPV）内壁产生较高的拉应力,再加上内压的作用,内表面......
