加急见刊

反应堆压力容器支座温度场特性试验研究

吕莹; 刘润发; 刘鹏飞; 贺隆坤 上海核工程研究设计院有限公司; 上海200233; 上海交通大学核科学与工程学院; 上海200240

摘要：压水堆核电厂反应堆压力容器(RPV)支座在核电厂设计中属ASME核安全1级支承,是关系到RPV安全的关键设备。RPV支座的温度场特性对其下方支承混凝土影响至关重要。通过开展试验研究,验证支座设计和布置的合理性,分析不同支座入口风速对底面温度的影响,为后续进风系统优化提供参考。设计和制造与工程中等比例大小的压力容器支座试验件和试验台架,对压水堆核电厂反应堆压力容器支座温度场特性进行试验研究。研究结果表明,支座底面温度场分布不均匀,呈近似“抛物线”形式,且关于支座纵向中心线对称分布;支座底面最高温度约38℃,小于限值93℃要求,验证了支座设计和布置的合理性。

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