压力温度限值曲线计算与比较分析

吕峰; 钱海洋; 王荣山; 黄平

压力温度限值曲线计算与比较分析

1. 苏州热工研究院, 江苏苏州, 215004;
2. Structural Integrity Associates, Inc. San Jose, USA

基金项目:

苏州市(金阊区)2011年度科技计划项目

江苏省自然科学基金(BK2009560)

详细信息

作者简介:
吕峰（1978－），男，博士。2008年毕业于大连理工大学工程力学专业，获工学博士学位。现主要从事核电站压力容器结构完整性分析。

钱海洋（1978－），男，博士。2008年毕业于美国Purdue大学航空航天学院，获博士学位。现主要从事核电站压力容器及管道的结构完整性分析。

王荣山（1973－），男，博士。2009年毕业于北京科技大学材料专业，获工学博士学位。现主要从事反应堆压力容器寿命管理工作。

中图分类号: TL351
计量
- 文章访问数: 18
- HTML全文浏览量: 6
- PDF下载量: 0
- 被引次数: 0
出版历程
- 收稿日期: 2010-12-20
- 修回日期: 2011-03-15
- 网络出版日期: 2025-03-08

Calculation and Comparison of Pressure-Temperature Limit Curves Calculation

1. Suzhou Nuclear Power Research Institute, Suzhou, Jiangsu, 215004, China;
2. Structural Integrity Associates, Inc. San Jose, USA

摘要

摘要: 核电厂在启停堆过程中必须将压力和温度控制在限值范围内,即压力温度限值曲线(P-T曲线)所允许的范围内,以防止反应堆压力容器发生脆性开裂。以法国的RCCM规范、美国的ASME规范和我国的核行业标准EJ/T918为对象,对比分析P-T曲线各自的计算方法,讨论了所采用的保守假设对计算结果的影响。研究表明,选取材料静态断裂韧性KIC计算P-T曲线将会增加核电厂启停堆过程中的操控空间;与最新版国外规范比较,我国行业标准EJ/T918的计算结果显得过于保守。
- 反应堆压力容器 /
- 压力温度限值曲线 /
- 辐照脆化
Abstract: In order to prevent the brittle fracture,during nuclear power plant（NPP） heatup and cooldown processes,pressure and temperature in the reactor pressure vessel should be kept under the pressure-temperature（P-T） limit curve.In this paper,the P-T limit curve methodologies of ASME code,RCCM code and Chinese Nuclear Industry Standard EJ/T 918 are studied.Calculation and comparison of the P-T curves obtained using methods from different codes are performed.It shows that using static fracture toughness KIC instead of reference fracture toughness KIR to calculate the P-T curves increases acceptable operating region during NPP heatup and cooldown processes significantly.Comparing to the latest versions of ASME and RCCM codes,the Chinese standard is more conservative.
- Reactor pressure vessel /
- Pressure temperature limit curve /
- Irradiation embrittlement