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| 反应堆压力容器承压热冲击(PTS)分析 | |
| 引用本文： | 孙英学.反应堆压力容器承压热冲击(PTS)分析[J].核动力工程,2002,23(Z1):99-102. |
| 作者姓名： | 孙英学 |
| 作者单位： | 中国核动力研究设计院,成都,610041 |
| 摘 要： | 在反应堆运行过程中发生严重的失水事故(LOCA)时,应急堆芯冷却系统启动,冷的安注水从安注接管注入反应堆压力容器(RPV)中,此时压力容器还维持较高压力,这种瞬态就称为承压热冲击,即PTS(Pressurized ThermalShock).按照10CFR50,612]和RCC-M规范1],对安注接管、焊缝和堆芯筒体三个区域,进行了PTS工况评估,分析结果表明,在发生PTS时,压力容器的完整性是能够保证的. |
| 关 键 词： | 反应堆压力容器 承压热冲击 裂纹 断裂韧性 |
| 文章编号： | 0258-0926(2001)S1-0099-04 |
| 修稿时间： | 2002年1月8日 |
Analysis for RPV under PTS Transient |
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