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秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析
引用本文:栾兴峰,赵传礼,许锋,陶宏新,张江涛,高轩,陶革.秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析[J].核动力工程,2022(S1):51-54.
作者姓名:栾兴峰  赵传礼  许锋  陶宏新  张江涛  高轩  陶革
作者单位:1. 中核核电运行管理有限公司;2. 上海核工程研究设计院
摘    要:反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析(TLAA)的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度曲线及承压热冲击3个方面评价压力容器材料在正常工况和事故工况下的安全裕度。采用该方法在秦山核电厂运行许可证延续(OLE)项目中对反应堆压力容器进行了辐照脆化TLAA安全评估,其评估方法和评估结论到得国家核安全监管局的认可,为秦山核电厂延寿20 a奠定了基础。

关 键 词:压水堆  辐照脆化  时限老化分析(TLAA)  运行许可证延续(OLE)
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