反应堆压力容器材料SA508.3钢参考温度t_0的测定

来源 :中国原子能科学研究院年报 | 被引量 : 0次 | 上传用户:tianshi581
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参考温度t0是表征铁素体钢冷脆特性的参数,该值可采用较小尺寸断裂韧性试样试验获得。用t0作为核电站压力容器安全评估的依据,较冲击试验获得的韧脆转变温度RTNDT指标更真实和可靠。目前t0的实验测试方法国际上已形成了如ASTME1921—2010的试验标准。依据该标准对反应堆压力容器(RPV)材料SA508.3钢进行试验测试。试样为12.5mm厚紧凑拉伸试样(0.5CT), The reference temperature t0 is a parameter characterizing the cold embrittlement behavior of ferritic steel, which can be obtained by testing the smaller size fracture toughness specimen. Using t0 as the basis for safety assessment of nuclear power station pressure vessel, the RTNDT index of ductile-brittle transition temperature obtained from impact test is more realistic and reliable. At present, the experimental testing method of t0 has formed a test standard such as ASTME1921-2010 internationally. Reactor Pressure Vessel (RPV) material SA508.3 was tested according to this standard. The sample was a 12.5 mm thick tensile specimen (0.5 CT)
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