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压水堆核电站蒸汽发生器传热管600合金应力腐蚀开裂机理
压水堆核电站蒸汽发生器传热管600合金应力腐蚀开裂机理
来源 :第九届全国反应堆结构力学会议 | 被引量 : 0次 | 上传用户:tian_mizhen
【摘 要】
:
该文简要综述了600合金在PWR核电站一次侧和二次高温水中应力腐蚀开裂(SCC)的主要影响因素,机理和模型,在某些条件下,提出的模型可以较好地预测SCC的裂纹扩展速率(CGR),看来用单一的机理不能解释600合金
【作 者】
:
张伟国
【机 构】
:
原子能科学研究院(北京)
【出 处】
:
第九届全国反应堆结构力学会议
【发表日期】
:
1996年期
【关键词】
:
压水堆核电站
蒸汽发生器传热管
合金
应力腐蚀开裂
裂纹扩展速率
机理和模型
影响因素
一次侧
高温水
综述
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该文简要综述了600合金在PWR核电站一次侧和二次高温水中应力腐蚀开裂(SCC)的主要影响因素,机理和模型,在某些条件下,提出的模型可以较好地预测SCC的裂纹扩展速率(CGR),看来用单一的机理不能解释600合金的SCC的复杂细节。
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