反应堆压力容器在典型事故工况下的结构完整性评估
来源：核动力工程杂志2015年第4期北京时间：
作者：朱光强, 田祥禄, 魏文斌
单位：1. 核动力运行研究所核设备研究设计中心, 武汉, 430223;；2. 山东核电有限公司, 山东海阳, 265116；
摘要：以反应堆压力容器(RPV)堆芯带区和入口接管为研究对象,建立断裂力学有限元分析模型,以典型事故瞬态的详细热工水力分析结果作为输入条件,对其进行瞬态温度场分析和应力分析。结合RPV辐照脆化计算结果,采用确定性断裂力学分析方法,对RPV在4种典型瞬态下的结构完整性进行了分析评估。分析结果表明,40年寿期内,关注区域不会发生脆性断裂失效,但要关注冷却剂温度变化速率大的瞬态。
关键词：RPV, 辐照脆化, 结构完整性评估
