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秦山CANDU-6重水反应堆锆合金压力管的老化形式与缓解措施

赵卫东 石秀强

赵卫东, 石秀强. 秦山CANDU-6重水反应堆锆合金压力管的老化形式与缓解措施[J]. 核动力工程, 2013, 34(5): 92-95.
引用本文: 赵卫东, 石秀强. 秦山CANDU-6重水反应堆锆合金压力管的老化形式与缓解措施[J]. 核动力工程, 2013, 34(5): 92-95.
ZHAO Wei-dong, SHI Xiu-qiang. Degradation of Zirconium Alloy Pressure Tube in Qinshan CANDU-6 Heavy Water Reactor and Its Mitigation[J]. Nuclear Power Engineering, 2013, 34(5): 92-95.
Citation: ZHAO Wei-dong, SHI Xiu-qiang. Degradation of Zirconium Alloy Pressure Tube in Qinshan CANDU-6 Heavy Water Reactor and Its Mitigation[J]. Nuclear Power Engineering, 2013, 34(5): 92-95.

秦山CANDU-6重水反应堆锆合金压力管的老化形式与缓解措施

详细信息
    作者简介:

    赵卫东(1972—),男,高级工程师。1996年毕业于浙江工业大学化工设备与机械专业,获学士学位。现从事核电厂反应堆本体机械设备管理工作。石秀强(1968—),男,研究员级高级工程师。1994年毕业于华东理工大学应用化学专业,获硕士学位。现从事核电厂设计及在役核电厂技术支持工作。

  • 中图分类号: TK124

Degradation of Zirconium Alloy Pressure Tube in Qinshan CANDU-6 Heavy Water Reactor and Its Mitigation

  • 摘要: CANDU-6重水反应堆堆芯压力管采用的锆合金(Zr-2.5Nb)材料长期处于高温、高压、高辐照的运行环境。由于锆合金吸氘,压力管存在氢致延迟开裂的风险。秦山第三核电厂通过改进制造和安装工艺、加强对运行工况的控制以及开展定期检查和预防性维修,改善压力管的径向蠕变状况,降低残余应力,减少氢致延迟开裂的风险,并及时跟踪压力管的降级程度,为电厂寿期管理提供重要信息和依据。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2012-07-12
  • 修回日期:  2012-12-27
  • 网络出版日期:  2025-03-08

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