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核电站严重事故发生后，反应堆压力容器（RPV）的剩余固壁在高温差、内压、熔池重量等的作用下可能发生蠕变失效。本文以CPR1000 RPV为研究对象，基于FLUENT软件二次开发求解反应堆压力容器下封头烧蚀温度场，然后基于ANSYS Workbench开展耦合CFD-FEM力学分析，求解严重事故下RPV烧蚀温度场稳定后72 h内的等效应力、等效塑性应变和等效蠕变应变，并评估了RPV的蠕变失效风险。结...