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反应堆压力容器材料中子辐照脆化研究

孙凯 冯明全 李国云 吴亚贞 李福荣

孙凯, 冯明全, 李国云, 吴亚贞, 李福荣. 反应堆压力容器材料中子辐照脆化研究[J]. 核动力工程, 2017, 38(S1): 125-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0125
引用本文: 孙凯, 冯明全, 李国云, 吴亚贞, 李福荣. 反应堆压力容器材料中子辐照脆化研究[J]. 核动力工程, 2017, 38(S1): 125-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0125
Sun Kai, Feng Mingquan, Li Guoyun, Wu Yazhen, Li Furong. Assessment of Irradiation Embrittlement of Domestic RPV Material[J]. Nuclear Power Engineering, 2017, 38(S1): 125-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0125
Citation: Sun Kai, Feng Mingquan, Li Guoyun, Wu Yazhen, Li Furong. Assessment of Irradiation Embrittlement of Domestic RPV Material[J]. Nuclear Power Engineering, 2017, 38(S1): 125-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0125

反应堆压力容器材料中子辐照脆化研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S1.0125
详细信息
    作者简介:

    孙凯(1982—),男,助理研究员,现主要从事反应堆结构材料辐照后力学性能试验技术研究

  • 中图分类号: TL292

Assessment of Irradiation Embrittlement of Domestic RPV Material

  • 摘要: 将国产反应堆压力容器(RPV)材料夏比冲击试样及0.5T-CT试样置于高通量工程试验堆中进行中子辐照考验,快中子(E>1 MeV)注量为3.0×1019cm-2。由辐照前后夏比冲击试验得到材料的参考零塑性温度的变化量ΔRTNDT为48℃,由辐照前后转变温度区的断裂韧性试验得到材料的参考温度ΔT0为53℃,辐照脆化效应比较明显。采用由断裂力学方法得到的RTT0代替RTNDT作为表征材料辐照脆化的参数应用于RPV完整性评估,可以进一步挖掘RPV的安全裕量,提高核电厂的经济性。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2017-04-21
  • 修回日期:  2017-05-31
  • 网络出版日期:  2025-02-09

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