基于美國核管會(U.S.NRC)的管理導則RG1.207提出的2種考慮冷卻劑環(huán)境對設備疲勞壽命的影響評估辦法,對比了美國NUREG/CR-6909和日本JNES兩大體系不同環(huán)境疲勞修正因子(F_en)表達式和邊界條件對環(huán)境疲勞的影響,對比了F_en和環(huán)境疲勞曲線2種分析方法對環(huán)境疲勞壽命評估的差異。最后,將考慮應變率歷程的詳細F_en方法、環(huán)境疲勞曲線方法、參數(shù)保守取值的F_en方法3種方式都應用于某核電廠反應堆壓力容器進口接管嘴部位的疲勞評定中。結果表明,相比環(huán)境疲勞曲線的方法和參數(shù)保守取值的F_en計算方法,考慮應變率歷程的詳細F_en方法能更準確評估結構的環(huán)境疲勞壽命。

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【文章目錄】：
0前言
1 Fen表達式差異影響研究
2 環(huán)境疲勞曲線研究
3 反應堆壓力容器進口接管嘴環(huán)境疲勞計算
4 結論



本文編號：3798267