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反应堆压力容器承压热冲击分析

上海交通大学硕士学位论文答辩决议书第5-6页
摘要第6-8页
ABSTRACT第8-9页
第一章 绪论第13-16页
    1.1 研究背景及问题的提出第13-14页
        1.1.1 承压热冲击简介第13-14页
        1.1.2 核电站延寿第14页
    1.2 本文工作与内容第14-16页
第二章 美国 PTS 法规重新评估总结第16-35页
    2.1 美国早期承压热冲击法规简介第16-17页
    2.2 PTS 风险重评估第17-24页
        2.2.1 PTS 风险重评估方法简介第17-20页
        2.2.2 模型和参数的修正第20-21页
        2.2.3 不确定度的处理第21-24页
    2.3 PTS 风险评估的重要发现第24-29页
        2.3.1 PTS 风险的主导瞬态第24-25页
        2.3.2 主导瞬态的主要因素第25-26页
        2.3.3 材料的主导因素第26-28页
        2.3.4 美国压水堆电厂 TWCF 的一致性第28-29页
    2.4 TWCF 拟合式与 RT_(MAX–X)鉴别准则第29-34页
        2.4.1 TWCF 拟合式第29-30页
        2.4.2 RT_(MAX–X)鉴别准则第30-32页
        2.4.3 10CFR50.61(a)的要求第32-33页
        2.4.4 美国压水堆的 PTS 风险水平第33-34页
    2.5 本章小结第34-35页
第三章 热工水力模式及结果分析第35-61页
    3.1 RELAP5 在 PTS 热工水力分析中的适用性第35-39页
        3.1.1 RELAP5 简介第35-36页
        3.1.2 RELAP5 的适用性分析第36-39页
    3.2 压水堆 RELAP5 模式第39-41页
    3.3 RELAP5 结果分析第41-58页
        3.3.1 单个稳压器泄压阀(PORV)卡开 2500s 再关闭事故第41-46页
        3.3.2 单个稳压器泄压阀(PORV)卡开 6000s 再关闭事故第46-49页
        3.3.3 8 英寸冷管段破口事故第49-54页
        3.3.4 冷管段双端剪切事故第54-58页
    3.4 对比分析第58-59页
    3.5 本章小结第59-61页
第四章 ANSYS 建模与断裂力学分析第61-86页
    4.1 断裂力学简介第61页
    4.2 ANSYS 压力容器模型第61-66页
        4.2.1 ANSYS 简介第61-63页
        4.2.2 ANSNS 压力容器模型第63-66页
    4.3 ANSYS 结果分析第66-76页
        4.3.1 单个稳压器泄压阀(PORV)卡开 2500s 再关闭事故第67-69页
        4.3.2 单个稳压器泄压阀(PORV)卡开 6000s 再关闭事故第69-72页
        4.3.3 8 英寸冷管段破口事故第72-74页
        4.3.4 冷管段双端剪切事故第74-76页
    4.4 对比分析第76-81页
        4.4.1 不同裂纹形式计算结果比较第76-77页
        4.4.2 不同瞬态结果比较第77-81页
    4.5 裂纹扩展机制差异第81-84页
        4.5.1 模型和载荷第81-83页
        4.5.2 结果分析第83-84页
    4.6 本章小结第84-86页
第五章 全文总结与展望第86-88页
    5.1 全文总结第86-87页
    5.2 进一步工作与展望第87-88页
参考文献第88-91页
致谢第91-92页
攻读硕士学位期间已发表或录用的论文第92页

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