基于ASME规范的反应堆压力容器堆芯筒体快速断裂分析

反应堆压力容器(RPV)堆芯筒体在核电站整个寿期内受中子注量最高,是辐照脆化最敏感部位。为避免堆芯筒体快速断裂失效,在RPV设计阶段有必要对该部件进行快速断裂分析。采用美国《锅炉及压力容器规范》(ASME规范)2021版第III卷附录G中规定的快速断裂分析方法,并基于ANSYS对某核电工程小型压水堆RPV进行详细的快速断裂分析。分析结果表明,RPV堆芯筒体在整个寿期运行过程中不会发生快速断裂失效。