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报告题目：核反应堆压力容器的结构完整性评估【“可镁科学讲坛”第一百四十四期（2023年6月20日）】
报告题目：核反应堆压力容器的结构完整性评估
报告人：卢凯
报告时间：2023年6月20日09：00-11:00
报告地点：泉港楼南101优尔报告厅
报告人简介：卢凯，原日本国立原子能研究机构研究员，研究方向为核电设备的结构完整性评估方法开发及应用研究。近年来发表SCI论文20余篇，编写技术类专著2部，参加国际会议并作报告20多次，负责开发了日本唯一的核反应堆压力容器失效概率分析软件PASCAL，为核电站延寿评估提供了量化分析工具。同时，作为日本原子能研究委员会及日本机械学会核电设备标准委员会的委员，参与修订了多部国际核电安全评估标准。
报告内容简介：核电设备的结构完整性评估对维护核电站稳定安全运行、推动核能健康发展至关重要。伴随核电设备长期运行可能带来的老化问题，同时基于核能安全技术不断升级的现实考量，现有的核电设备结构完整性评估方法有待改进。本报告将从典型核电运维事件的介绍出发，以核反应堆压力容器为例，围绕辐照脆化、承压热冲击和裂纹评估三个角度介绍核电设备的结构完整性评估方法，并对该方法应用前景和完善方向进行展望。
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