基于ASME规范的反应堆压力容器堆芯筒体快速断裂分析  

作　　者：张锥 荣刚 

机构地区：[1]中广核研究院有限公司,广东深圳518000

出　　处：《中国设备工程》2023年第17期117-119,共3页China Plant Engineering

摘　　要：反应堆压力容器(RPV)堆芯筒体在核电站整个寿期内受中子注量最高,是辐照脆化最敏感部位。为避免堆芯筒体快速断裂失效,在RPV设计阶段有必要对该部件进行快速断裂分析。采用美国《锅炉及压力容器规范》(ASME规范)2021版第III卷附录G中规定的快速断裂分析方法,并基于ANSYS对某核电工程小型压水堆RPV进行详细的快速断裂分析。分析结果表明,RPV堆芯筒体在整个寿期运行过程中不会发生快速断裂失效。

关 键 词：反应堆压力容器(RPV) 堆芯筒体 ASME规范 快速断裂分析 

分 类 号：TL351.6[核科学技术—核技术及应用]