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壓水堆核電廠運行與管理結(jié)課論文

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壓水堆核電廠運行與管理結(jié)課論文 —壓水堆核電廠運行 P-T 圖的分析 學(xué)號： 201220040313 姓名： 王 濤 班級： 1220403 專業(yè)： 核工程與核技術(shù) 時間： 2015 年 11月 24 日 壓水堆核電廠運行 P-T 圖的簡單分析 一、引言 [1] 反應(yīng)堆壓力容器 (RPV)是核安全一級部件，在服役過程中，由于受到中子輻照的影響， 材料性能將會逐漸劣化，具體表現(xiàn)為強度增加、塑性與韌性下降。為了防止發(fā)生脆性開裂， 核電廠在啟停堆過程中必須控制壓力容器內(nèi)的溫度和壓力，將壓力和溫度控制在限值曲線 (P-T曲線 )所規(guī)定的范圍內(nèi)。即構(gòu)成反應(yīng)堆在運行時所應(yīng)遵守的核電廠運行 P-T圖 [2]。 二、限制線 把反應(yīng)堆標準運行的溫度、 壓力限制標注在 P—T圖上，則構(gòu)成了 RCP標準工況 P—T圖。 對于核電廠從換料到功率運行的反應(yīng)堆標準運行方式， 溫度和壓力都

壓水堆核電廠運行與管理結(jié)課論文 (2)

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壓水堆核電廠運行與管理結(jié)課論文 —壓水堆核電廠運行 P-T 圖的分析 學(xué)號： 201220040313 姓名： 王 濤 班級： 1220403 專業(yè)： 核工程與核技術(shù) 時間： 2015 年 11月 24 日 壓水堆核電廠運行 P-T 圖的簡單分析 一、引言 [1] 反應(yīng)堆壓力容器 (RPV)是核安全一級部件，在服役過程中，由于受到中子輻照的影響， 材料性能將會逐漸劣化，具體表現(xiàn)為強度增加、塑性與韌性下降。為了防止發(fā)生脆性開裂， 核電廠在啟停堆過程中必須控制壓力容器內(nèi)的溫度和壓力，將壓力和溫度控制在限值曲線 (P-T曲線 )所規(guī)定的范圍內(nèi)。即構(gòu)成反應(yīng)堆在運行時所應(yīng)遵守的核電廠運行 P-T圖 [2]。 二、限制線 把反應(yīng)堆標準運行的溫度、 壓力限制標注在 P—T圖上，則構(gòu)成了 RCP標準工況 P—T圖。 對于核電廠從換料到功率運行的反應(yīng)堆標準運行方式， 溫度和壓力都

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