压水堆核电站反应堆压力容器钢断裂韧性研究进展
作者机构：深圳中广核工程设计有限公司深圳518124
基 金：中广核工程有限公司科技创新项目资助(K-A 2010.046)
出 版 物：《材料导报（纳米与新材料专辑）》 (Materials Review)
年 卷 期：2013年第27卷第1期
页 码：169-173页
摘 要：反应堆压力容器(RPV)是压水堆核电站最为关键的设备之一,其恶劣的服役环境对RPV钢的材料性能提出了苛刻的要求。综述了RPV钢的低温脆化现象,详细介绍了RPV钢的无延性转变温度、修正无延性转变温度、线弹性断裂韧性要求、ASME曲线法及Master曲线法,最后展望了RPV结构完整性分析评价方法的发展方向。
主 题 词：反应堆压力容器钢 断裂韧性 韧-脆转变温度 参考温度T0 ASME曲线法 Master曲线法
学科分类：08[工学] 082701[082701] 0827[工学-食品科学与工程类]
核心收录：
D O I：10.3969/j.issn.1005-023X.2013.z1.048
馆 藏 号：203148809...
