【摘 要】
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失水事故(LOCA)是在役反应堆压力容器(PRV)最严重的事故工况,当冷的安注水由进口管强行注入PRV筒身的下行水道(downcomer)时,容器内的压力仍维持较高的水平,按照10CFR50.61的定义,这样的事故即为受压热冲击(PTS).本文对秦山300MW核电厂在假想的小LOCA(SB-LOCA)大LOCA(LB-LOCA)和理想化的Rancho seco PTS瞬态作用下的断裂行为进行了分析
【机 构】
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上海核工程研究设计院 日本原子力研究所
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失水事故(LOCA)是在役反应堆压力容器(PRV)最严重的事故工况,当冷的安注水由进口管强行注入PRV筒身的下行水道(downcomer)时,容器内的压力仍维持较高的水平,按照10CFR50.61的定义,这样的事故即为受压热冲击(PTS).本文对秦山300MW核电厂在假想的小LOCA(SB-LOCA)大LOCA(LB-LOCA)和理想化的Rancho seco PTS瞬态作用下的断裂行为进行了分析和评定.为探究在电站寿期的后期(EOL),怎样的裂纹和怎样的瞬态对RPV的结构完整最具危险性,在分析中采用了一毓具有不同裂纹深度分析模型(a/w-0.05～0.9),同时也考虑了线弹性和弹塑性的材料模式.并根据材料的起裂韧度(k<,JC>对该压力容器进行了断裂评价.
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