返回顶部
位置:标准分享网>机械工程材料论文>基于RSE-M规范核电厂反应堆压力容器堆焊层缺陷的断裂力学分析与评定
基于RSE-M规范核电厂反应堆压力容器堆焊层缺陷的断裂力学分析与评定
  • 资料大小:

  • 更新时间:

    2016-03-02

  • 授权方式:

    共享学习

  • 资料格式:

    PDF

  • 软件等级:

  • 官方主页:

    http://www.ndt88.com

资料简介

针对役前检查发现的秦山核电二期扩建工程4号机组反应堆压力容器堆焊层缺陷, 采用法国核岛设备设计和建造规则协会(AFCEN)制定的《压水堆核岛机械设备在役检查规则(RSE-M)》对其进行了断裂力学分析与评定, 并与《ASME锅炉及压力容器规范(ASME B&PVC): 第Ⅺ卷》分析与评定结果进行了比较。结果表明: 此工作形成了RSE-M规范断裂力学分析与缺陷评定的工程应用方法, 与ASME方法相比此工程应用方法具有一定的保守性; 提出的裂纹尖端应力强度因子KI具体计算方法, 弥补了RSE-M以及ASME B&PVC第Ⅺ卷中断裂力学相关内容的缺失。

所属栏目

试验研究张兴田(1954-),男, 四川绵阳人, 研究员级高级工程师。

收稿日期

2016/3/22016/11/12

作者单位

张兴田:中核核电运行管理有限公司, 海盐 314300

引用该论文:

ZHANG Xing-tian.Fracture Mechanics Analysis and Evaluation Based on RSE-M Code for Defect on Reactor Pressure Vessel Cladding in Nuclear Power Plant[J].Materials for mechancial engineering,2016,40(12):32~36
张兴田.基于RSE-M规范核电厂反应堆压力容器堆焊层缺陷的断裂力学分析与评定[J].机械工程材料,2016,40(12):32~36


参考文献

【1】

ASME锅炉及压力容器规范: 2004版[S].北京:中国石化出版社, 2005.

【2】

ASME Boiler and Pressure Vessel Committee on Nuclear Inservice Inspection. Rules for inservice inspection of nuclear power plant components[M]//ASME Boiler&Pressure Vessle Code. New York: The American Society of Mechanical Engineerings, 2004.

【3】

法国核岛设备设计和建造规则协会.压水堆核岛机械设备设计和建造规则(RCC-M):2000版+2002补遗.第Ⅰ卷[Z].中科华核电技术研究院有限公司,译.上海: 上海科学技术文献出版社,2010.

【4】

法国核岛设备设计和建造规则协会.压水核电厂核岛机械设备在役检查规则(RSE-M):1997版[Z]. 中科华核电技术研究院有限公司,译. 上海: 上海科学技术文献出版社, 2007.

标准分享网无损检测论文频道,免费下载【基于RSE-M规范核电厂反应堆压力容器堆焊层缺陷的断裂力学分析与评定】,仅供学习使用,不得商用,如需商用请购买正版基于RSE-M规范核电厂反应堆压力容器堆焊层缺陷的断裂力学分析与评定。谢谢合作

【关键词】 断裂力学 缺陷评定 反应堆压力容器 堆焊层 RSE-M规范  张兴田

猜下面文档对你有所帮助
机械工程材料论文排行