【摘 要】
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某反应堆压力容器在役UT检查时发现一处缺陷,为确保RPV在服役期限内的结构完整性,有必要进行RPV缺陷的断裂力学分析研究.根据ASME规范,将该缺陷假定为裂纹深度为10.1 mm的环
【机 构】
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中国核动力研究设计院反应堆系统设计重点试验室 成都610041
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某反应堆压力容器在役UT检查时发现一处缺陷,为确保RPV在服役期限内的结构完整性,有必要进行RPV缺陷的断裂力学分析研究.根据ASME规范,将该缺陷假定为裂纹深度为10.1 mm的环向内表面裂纹,并进行了断裂力学计算及评价.分析内容主要包括计算疲劳裂纹扩展量、评价各种工况下的应力强度因子,载荷为瞬态的温度波动、压力以及焊接残余应力.评价工况包括正常及扰动工况、紧急工况、事故工况.研究结果表明,正常及扰动工况瞬态载荷对RPV筒体浅层内表面裂纹的疲劳扩展作用不明显,40年寿期末的疲劳裂纹扩展量约为0.228 mm.各工况下的应力强度因子均满足规范要求,含缺陷的反应堆压力容器可以继续服役,无需修补.
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