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利用小冲杆(SP)对辐照前后压力容器钢(A508-3钢)在-150-20℃的温度范围内进行了力学性能测试, 拟合出拉伸和冲击的SP数据标准化经验公式, 并对SP测试后的断口进行了SEM分析. 研究结果表明, SP测试获得的断裂能可较好地表征材料韧--脆转变特性; SP测试与标准冲击测试获得的辐照前后韧--脆转变温度(DBTT)变化趋势一致, SP测试获得的拉伸性能呈明显的硬化和脆化趋势, 能够较好地表征A508-3钢的辐照硬化和脆化.

关键词: A508-3钢 , reactor pressure vessel , irradiation , small punch , mechanical property

核反应堆压力容器的辐照脆化与延寿评估

吕铮

金属学报 doi:10.3724/SP.J.1037.2011.00265

核反应堆中辐照导致压力容器钢脆化使韧脆转变温度(DBTT)升高, 从而危及压力容器安全运行, 最终导致反应堆寿命终止. 本文简要介绍了压力容器钢辐照脆化机制、在役反应堆的安全性监测、模拟预测DBTT的升高和反应堆延寿评估.

关键词: 反应堆压力容器 , irradiation damage , DBTT shift , life evaluation

核能系统压力容器辐照脆化机制及其影响因素

李正操 , 陈良

金属学报 doi:10.11900/0412.1961.2014.00189

核反应堆压力容器作为核电站不可更换的关键性设备,其设备完整性对核电站的安全运行起着至关重要的作用.在辐照条件下,反应堆压力容器钢中会形成一系列微结构缺陷,包括溶质沉淀、基体损伤和脆性元素的晶界偏聚等,导致材料的韧脆性转变温度升高,产生辐照脆化效应.而压力容器钢的成分和辐照条件决定了各种微结构对辐照脆化的贡献大小.本文主要针对核能系统压力容器辐照脆化机制及其影响因素进行了综述,总结讨论了这些微结构的形成机制及溶质元素、辐照通量和辐照后退火对这些微结构和材料机械性能的影响,并指出了存在的问题和未来的研究方向.

关键词: 反应堆压力容器 , 辐照脆化 , 溶质沉淀 , 基体损伤 , 晶界偏聚

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小冲杆测试辐照对反应堆压力容器钢力学性能的影响

核反应堆压力容器的辐照脆化与延寿评估

核能系统压力容器辐照脆化机制及其影响因素

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