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反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
反应堆压力容器 a设计寿命 力学性能
2009/5/19
本文以百万千瓦级核电站（CNP1000）反应堆压力容器为例，分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60a设计寿命反应堆压力容器的影响。针对不同的分析内容，选择反应堆压力容器具有代表性的部位，论证了60a寿期末反应堆压力容器结构的完整性。
反应堆压力容器出口接管力学分析
有限元 应力分析 疲劳分析
2009/5/19
在核电站的运行过程中，反应堆压力容器出口接管需承受自重、内压、热膨胀、地震和管道载荷。作为保证反应堆安全正常运行的重要部件，必须确保反应堆压力容器出口接管的完整性。本工作应用大型有限元程序ANSYS对压力容器出口接管进行应力强度和疲劳分析，得到出口接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数，并按照相关规范的应力限值对出口接管的计算结果进行评定。评定结果表明，出口接管满足规范的要求。
反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术
反应堆压力容器 蒸汽发生器 不符合项
2009/5/19
在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中，经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处，即产生不符合项。经分析验证后可知，其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的。本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器易发生的部分不符合项的类型及处理方式，同时针对各类不符合项给出相应的力学分析方法。
核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发
核电厂 反应堆压力容器 老化管理大纲
2009/5/19
根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发，论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素。从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的适用性等角度，全面叙述了反应堆压力容器老化管理大纲开发中涉及的内容。以典型核电厂反应堆压力容器为例，给出老化管理大纲的工程应用实例。