PWR反应堆压力容器监督数据分析及寿命初步评估

来源 :中国原子能科学研究院年报 | 被引量 : 0次 | 上传用户:skyliou
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由于长期在中子辐照场、温度场以及应力场的作用下,反应堆压力容器材料性能会出现蜕化的现象,主要表现为韧脆转变温度升高,屈服强度增加,以及断裂韧性降低等。为了监测压力容器材料的辐照效应,需要在反应堆内安装一定数量的监督管,定期抽出进行辐照监督试验。通过进行反应堆压 Due to the long-term exposure to neutron radiation, temperature field and stress field, the material properties of reactor pressure vessels will degenerate, which mainly results in the increase of ductile-brittle transition temperature, the increase of yield strength and the decrease of fracture toughness. In order to monitor the radiation effects of pressure vessel materials, a certain number of supervision pipes need to be installed in the reactor and the irradiation supervision tests should be regularly taken out. Reactor pressure is applied
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