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VVER-1000型反应堆压力容器热老化分析评估
被引量：
4
1
作者
佟振峰
崔贞北
+5 位作者
赵继松
张长义
杨兴旺
王克江
刘维平
杨文
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2015年第5期903-908,共6页
本文系统介绍了VVER-1000型反应堆压力容器(RPV)的温度监督情况,针对田湾核电站1#机组RPV的温度监督测试结果进行分析,评价运行3年后RPV力学性能(包括拉伸、冲击、断裂韧性)变化行为及热老化脆化机理,评估了当前田湾RPV服役运行后的热...
本文系统介绍了VVER-1000型反应堆压力容器(RPV)的温度监督情况,针对田湾核电站1#机组RPV的温度监督测试结果进行分析,评价运行3年后RPV力学性能(包括拉伸、冲击、断裂韧性)变化行为及热老化脆化机理,评估了当前田湾RPV服役运行后的热老化脆化状态和温度监督的时间安排。结果表明,温度监督样品经过堆内高温环境考验后,焊缝材料表现出一定程度的脆化特征,但母材、热影响区脆化不明显。与康采恩模型的结果和俄罗斯数据相比较后,认为田湾核电站1#机组RPV热老化脆化情况在合理范围内。
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关键词
vver-
1000
反应堆压力容器
热老化脆化
温度监督
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职称材料
题名
VVER-1000型反应堆压力容器热老化分析评估
被引量：
4
1
作者
佟振峰
崔贞北
赵继松
张长义
杨兴旺
王克江
刘维平
杨文
机构
中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所
中国核工业集团公司
江苏核电有限公司
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2015年第5期903-908,共6页
基金
国家重点基础研究发展计划资助项目(2011CB610503)
国家大型先进压水堆重大专项资助项目(2011ZX06004-002)
文摘
本文系统介绍了VVER-1000型反应堆压力容器(RPV)的温度监督情况,针对田湾核电站1#机组RPV的温度监督测试结果进行分析,评价运行3年后RPV力学性能(包括拉伸、冲击、断裂韧性)变化行为及热老化脆化机理,评估了当前田湾RPV服役运行后的热老化脆化状态和温度监督的时间安排。结果表明,温度监督样品经过堆内高温环境考验后,焊缝材料表现出一定程度的脆化特征,但母材、热影响区脆化不明显。与康采恩模型的结果和俄罗斯数据相比较后,认为田湾核电站1#机组RPV热老化脆化情况在合理范围内。
关键词
vver-
1000
反应堆压力容器
热老化脆化
温度监督
Keywords
vver-1000 rpv thermal aging embrittlement temperature surveillance
分类号
TL341 [核科学技术—核技术及应用]
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题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
VVER-1000型反应堆压力容器热老化分析评估
佟振峰
崔贞北
赵继松
张长义
杨兴旺
王克江
刘维平
杨文
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2015
4
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