VVER-1000型反应堆压力容器热老化分析评估

作     者：佟振峰 崔贞北 赵继松 张长义 杨兴旺 王克江 刘维平 杨文 TONG Zhen-feng;CUI Zhen-bei;ZHAO Ji-song;ZHANG Chang-yi;YANG Xing-wang;WANG Ke-jiang;LIU Wei-ping;YANG Wen

作者机构：中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413 中国核工业集团公司北京100822 江苏核电有限公司江苏连云港222000 

基　　金：国家重点基础研究发展计划资助项目(2011CB610503) 国家大型先进压水堆重大专项资助项目(2011ZX06004-002) 

出 版 物：《原子能科学技术》 (Atomic Energy Science and Technology)

年 卷 期：2015年第49卷第5期

页      码：903-908页

摘      要：本文系统介绍了VVER-1000型反应堆压力容器(RPV)的温度监督情况,针对田湾核电站1#机组RPV的温度监督测试结果进行分析,评价运行3年后RPV力学性能(包括拉伸、冲击、断裂韧性)变化行为及热老化脆化机理,评估了当前田湾RPV服役运行后的热老化脆化状态和温度监督的时间安排。结果表明,温度监督样品经过堆内高温环境考验后,焊缝材料表现出一定程度的脆化特征,但母材、热影响区脆化不明显。与康采恩模型的结果和俄罗斯数据相比较后,认为田湾核电站1#机组RPV热老化脆化情况在合理范围内。

主 题 词：VVER-1000 反应堆压力容器 热老化脆化 温度监督 

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：10.7538/yzk.2015.49.05.0903

馆 藏 号：203727412...