田湾核电站反应堆压力容器承压热冲击分析

摘要：

反应堆压力容器（RPV）是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段，发现反应堆压力容器2＃焊缝存在超标缺陷，2＃焊缝处于堆芯筒体段，属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性，采用有限元方法对反应堆压力容器2＃焊缝进行了承压热冲击分析，在分析中考虑了小破口失水事故和安全阀误开启这两种最严酷工况。计算结果表明：有限元分析的结果与外国专家推荐方法的计算结果基本吻合，且田湾核电站反应堆压力容器2＃焊缝寿期末的脆性转变温度小于最低容许脆性转变温度，能满足防脆断的设计要求。

关键词：田湾核电站、反应堆压力容器、承压热冲击、防脆断

分类号：TL35(核反应堆工程)

在线出版日期：2015-09-23（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共5页

页码：1619-1623