反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定

高永建; 贺寅彪; 曹明; 沈睿; 陶宏新

doi:10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040659

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反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定

计算力学和应力分析 | 更新时间：2021-06-03

- 反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定
- Stress analysis and assessment of RPV core support pads and surround bottom head
- 核技术 2013年36卷第4期文章编号：040659
- 作者机构：
  
  上海核工程研究设计院
- 作者简介：
- 基金信息：
- DOI：10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040659
  中图分类号： TL351.1
- 纸质出版日期：2013
- 稿件说明：
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[1]高永建,贺寅彪,曹明,沈睿,陶宏新.反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定[J].核技术,2013,36(04):309-315.

GAO Yongjian HE Yinbiao CAO Ming SHEN Rui TAO Hongxin. Stress analysis and assessment of RPV core support pads and surround bottom head[J]. Nuclear techniques, 2013, 36(4): 040659
[1]高永建,贺寅彪,曹明,沈睿,陶宏新.反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定[J].核技术,2013,36(04):309-315. DOI： 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040659.

GAO Yongjian HE Yinbiao CAO Ming SHEN Rui TAO Hongxin. Stress analysis and assessment of RPV core support pads and surround bottom head[J]. Nuclear techniques, 2013, 36(4): 040659 DOI： 10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.040659.

摘要

堆芯支承块用以限制堆芯吊篮的周向转动

其结构完整性影响反应堆的安全运行。为保证堆芯支承块的结构完整性

本文建立CAP1000反应堆压力容器下封头、堆芯支承块及部分筒体的三维有限元模型

进行热分析、结构分析、疲劳分析及断裂分析

并根据ASME B&PVC-III-NB-3200和ASME B&PVC-III-1附录G的相关规定对计算结果进行评定。结果表明

堆芯支承块及附近下封头满足上述规范的相关要求。本文所采用的分析方法可应用于百万级以上核电厂反应堆压力容器的堆芯支承块的分析。

Abstract

Background: The core support pads were used to limit circumferential rotation of core barrel

and the structure integrity of the core support pads was an important factor to the safe operation of nuclear power plant.Purpose: To ensure the structure integrity of the core support pads.Methods: Three-dimensional FEA model for bottom head

core support pads and part cylinder of CAP1000 RPV was established.Thermal analysis

static analysis

fatigue analysis and fracture analysis were performed.The analysis results were evaluated according to ASME B&PVC-III-NB-3200 and ASME B&PVC-III-1-Appendix G.Results: The evaluation indicated that the core support pads and surround bottom head could satisfy related requirements of above code.Conclusions: The analysis methodology used in this paper could also be applied to the core support pads of RPV for above 1000 MW nuclear power plant.

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