压水堆核电站反应堆压力容器钢断裂韧性研究进展

李承亮; 邓小云

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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。

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来源
《材料导报》 |2013年第s1期|169-173|共5页
作者
李承亮; 邓小云;
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作者单位

深圳中广核工程设计有限公司;

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原文格式 PDF
正文语种 chi
中图分类 TL351.6;
关键词
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;

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