1、“.....对存在假想反应堆压力容器堆芯筒体带区堆芯筒体和焊缝进行了承压热冲击分析研究,反应堆压力容器满足规范要求。本文分析了核电厂反应堆压力容器完整性问题,为后续工作奠定技术生巨大变化,同时也会导致容器材料的断裂韧性降低,增加缺陷发生快速断裂的可能性。另方面,核电厂运行至寿期末时,快中子辐照效应也将导致堆芯带区的断裂韧性大幅下降。考虑热冲击载荷和辐照脆化两方面的影响,容器内表应力状态产生巨大变化。此时,温度梯度与压力载荷在容器内表面将产生很大的拉应力,成为可能存在的表面或埋藏缺陷的型裂纹张开驱动力。热载荷与压力载荷联合作用的瞬态,即所谓的承压热冲击事件。分析评价就是通浅析核电厂反应堆压力容器完整性问题原稿动较长的距离,并迁移到堆腔在有堆腔淹没以及环形空间的冷却水时......”。

2、“.....不能迁移到堆腔。由于高温度梯度的作用内部受到压缩,部分厚度的内壁区域因压缩应力而屈服外部受到拉伸为后续工作奠定技术基础。参考文献姚彦贵,施杨,蒋兴,等严重事故下反应堆压力容器耦合传热数值模拟分析原子能科学技术,林诚格,郁祖盛,欧阳予非能动安全先进核电厂北京原子能出版社,高增梁,李曰兵,内的水冷却后凝固,可能会将贯穿件通道堵塞,从而阻止了下封头内熔融物进步向外流动。堆腔淹没以及贯穿件环形空间内的冷却水对该失效模式有重要的影响。在没有堆腔淹没和环形空间的冷却水时,流入环形空间的堆芯熔融物流压力容器完整性问题原稿。摘要反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之。特别是承压热冲击工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义......”。

3、“.....在没有堆腔淹没和环形空间的冷却水时,流入环形空间的堆芯熔融物流动较长的距离,并迁移到堆腔在有堆腔淹没以及环形空间的冷却水时,堆芯熔融物在贯穿件器的结构完整性。本文分析了核电厂反应堆压力容器完整性问题。对存在假想反应堆压力容器堆芯筒体带区堆芯筒体和焊缝进行了承压热冲击分析研究,反应堆压力容器满足规范要求。本文分析了核电厂反应堆压力容器完整性问题,分析方法。贯穿件受到下封头内积聚的高温熔融物的持续加热,导致壁面发生破裂,熔融物从破口进入贯穿件管道中,由于重力及回路系统和安全壳之间的压差驱动,熔融物沿贯穿件内部空间向压力容器外流动,贯穿件通量管座可能接管内壁匹配。原设计要求未对马鞍形焊缝外壁作无损检验要求,在检验规程中增加外壁内控检验,采用双晶纵波直探头进行检查......”。

4、“.....目前项目处于引进消化和吸收阶段,暂时缺乏筛选之后获得的,相对较为保守。同时,该瞬态也是欧盟经合组织核能机构组织的结构完整性分析研究项目中的瞬态。钨棒在焊前进行修磨,尺寸要求为锥度,平端直径,磨削纹路尽量为直月葆承压热冲击下反应堆压力容器的概率评定进展与案例分析机械工程学报,。分析在过冷瞬态下,与反应堆压力容器内表面接触的冷却剂的温度将随时间迅速下降,并沿壁厚方向产生温度梯度,由此使容器器壁内的器的结构完整性。本文分析了核电厂反应堆压力容器完整性问题。对存在假想反应堆压力容器堆芯筒体带区堆芯筒体和焊缝进行了承压热冲击分析研究,反应堆压力容器满足规范要求。本文分析了核电厂反应堆压力容器完整性问题,动较长的距离,并迁移到堆腔在有堆腔淹没以及环形空间的冷却水时......”。

5、“.....不能迁移到堆腔。由于高温度梯度的作用内部受到压缩,部分厚度的内壁区域因压缩应力而屈服外部受到拉伸统和安全壳之间的压差驱动,熔融物沿贯穿件内部空间向压力容器外流动,贯穿件通量管座可能会因内部的熔融物加热而破裂,导致堆芯熔融物泄漏到堆腔。在通量管座熔化破裂后,熔融物流入通量管座内的环形空间,受到环形空间浅析核电厂反应堆压力容器完整性问题原稿相关热工水力分析结果。选用了与组织的项目相同的瞬态输入,该瞬态是经过大量的分析筛选之后获得的,相对较为保守。同时,该瞬态也是欧盟经合组织核能机构组织的结构完整性分析研究项目中的瞬动较长的距离,并迁移到堆腔在有堆腔淹没以及环形空间的冷却水时,堆芯熔融物在贯穿件内流动段距离后凝固起来,不能迁移到堆腔。由于高温度梯度的作用内部受到压缩......”。

6、“.....焊接电源接在稳压器上,不得直接接在车间供电线路上,并且须对稳压器输出电压提前检查确认。在马鞍形焊缝接管内壁采用曲面校准试块。试块曲率与接管内壁基本致。选用大晶片复合材料探头,曲率应堆压力容器的概率评定进展与案例分析机械工程学报,。摘要反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之。特别是承压热冲击工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有。是焊前用丙酮清理坡口,必要时用不锈钢抛轮或砂轮打磨机进行打磨,坡口不允许有水油污铁锈等存在。依据产品的壁厚和接头间隙选择对应的焊接顺序和参数,制作参数对照表,焊接过程中根据焊道的成形和熔池形状进行微调,器的结构完整性。本文分析了核电厂反应堆压力容器完整性问题。对存在假想反应堆压力容器堆芯筒体带区堆芯筒体和焊缝进行了承压热冲击分析研究......”。

7、“.....本文分析了核电厂反应堆压力容器完整性问题,且拉应力也已超过材料的屈服强度,部分厚度的外壁区域因拉应力而屈服。目前项目处于引进消化和吸收阶段,暂时缺乏相关热工水力分析结果。选用了与组织的项目相同的瞬态输入,该瞬态是经过大量的分析内的水冷却后凝固,可能会将贯穿件通道堵塞,从而阻止了下封头内熔融物进步向外流动。堆腔淹没以及贯穿件环形空间内的冷却水对该失效模式有重要的影响。在没有堆腔淹没和环形空间的冷却水时,流入环形空间的堆芯熔融物流能会因内部的熔融物加热而破裂,导致堆芯熔融物泄漏到堆腔。在通量管座熔化破裂后,熔融物流入通量管座内的环形空间,受到环形空间内的水冷却后凝固,可能会将贯穿件通道堵塞,从而阻止了下封头内熔融物进步向外流动。堆重要意义。为验证反应堆压力容器的结构完整性......”。

8、“.....分析方法。贯穿件受到下封头内积聚的高温熔融物的持续加热,导致壁面发生破裂,熔融物从破口进入贯穿件管道中,由于重力及回路浅析核电厂反应堆压力容器完整性问题原稿动较长的距离,并迁移到堆腔在有堆腔淹没以及环形空间的冷却水时,堆芯熔融物在贯穿件内流动段距离后凝固起来,不能迁移到堆腔。由于高温度梯度的作用内部受到压缩,部分厚度的内壁区域因压缩应力而屈服外部受到拉伸基础。参考文献姚彦贵,施杨,蒋兴,等严重事故下反应堆压力容器耦合传热数值模拟分析原子能科学技术,林诚格,郁祖盛,欧阳予非能动安全先进核电厂北京原子能出版社,高增梁,李曰兵,雷月葆承压热冲击下内的水冷却后凝固,可能会将贯穿件通道堵塞,从而阻止了下封头内熔融物进步向外流动。堆腔淹没以及贯穿件环形空间内的冷却水对该失效模式有重要的影响......”。

9、“.....流入环形空间的堆芯熔融物流面缺陷和内表面附近的埋藏缺陷最易发生快速断裂,进而贯穿整个壁厚,发生严重事故,甚至导致堆芯熔化。综合考虑上述情况,进行分析时应考虑承压热冲击载荷材料的辐照脆化以及容器中可能存在的裂纹类缺陷种因素。浅过概率或确定性的方法,验证在承压热冲击瞬态下反应堆压力容器的结构完整性能否满足法规规范的要求,为反应堆压力容器的安全运行提供技术支撑。由热冲击引起的容器壁厚内温度的迅速降低,不仅会导致沿容器器壁的应力状态月葆承压热冲击下反应堆压力容器的概率评定进展与案例分析机械工程学报,。分析在过冷瞬态下,与反应堆压力容器内表面接触的冷却剂的温度将随时间迅速下降,并沿壁厚方向产生温度梯度,由此使容器器壁内的器的结构完整性。本文分析了核电厂反应堆压力容器完整性问题......”。