反应堆压力容器钢浅谈
Introduction to Reactor Pressure Vessel Steel
摘要
核电飞速发展的今天,核电站的安全运行,尤其是核岛设备的安全可靠性更是重中之重。作为反应堆的重要安全屏障——压力容器,其材料选择更为审慎。文章从压力容器工作原理出发,介绍RPV钢的发展历史、性能要求、中子辐照损失原因及评估方法,指出我国RPV钢研发使用的新趋势。
出处
《金属世界》
2016年第1期10-14,共5页
Metal World
二级参考文献9
-
1Davies L M, Lyssakov V. Plant Life Management Programm es-Defining the Milestones of NPP Life[C]. Nuclear Engineering International Conference, London,November, 2001:28 - 30.
-
2IAEA Technical Report Series. Co-Ordinated Research Program on Irradiation Embrittlement of Pressure Vessel Steels[ R ]. IAEA-176, Vienna, 1975.
-
3RCCM．法国900MWt核电厂机械设备建造标准【S】.1993．
-
4EJ/T322-94．压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则【S】．1994．
-
5Ritchie R O, Knott J F, Rice J R. On the Relationship between Critical Tensile Stress and Fracture Toughness in Mild Steel [J]. Jnl Meeh Phys Solids, 1973, 21:395 -410.
-
6Wallin K, Saario T, Torronen K. Statistical Model for Carbide Induced Brittle Fracture in Steel [J]. Metal Science, 1984, 18(1): 13 - 16.
-
7Zhang X Z, Knott J F. Cleavage Fracture in Bainitic and Martensitic Microstructures[J]. Acta Materialla, 1999,47(12): 3483 - 3495.
-
8Zhang X Z, Knott J F. Statistical Modeling of Brittle Fracture in Homogeneous and Heterogeneous Steel Microstructures[J]. Acta Materialla, 2000, 48:2135- 2146.
-
9张瑞谦,洪晓峰,彭倩.反应堆压力容器模拟钢中富Cu原子团簇对材料力学性能的影响[J].核动力工程,2010,31(1):4-8. 被引量：2
共引文献13
-
1李承亮,邓小云.压水堆核电站反应堆压力容器钢断裂韧性研究进展[J].材料导报（纳米与新材料专辑）,2013,27(1):169-173. 被引量：3
-
2王伟,王玲,周细应,李忠文,刘继华,刘艳红.时效工艺对反应堆压力容器钢中富Cu团簇析出的影响[J].材料热处理学报,2013,34(12):114-119. 被引量：1
-
3王荣山,彭啸,黄平,刘向兵,余伟炜.基于载荷图技术的国产反应堆压力容器材料断裂行为表征[J].压力容器,2014,31(3):9-14. 被引量：7
-
4Jia-hua Liu,Lei Wang,Yang Liu,Xiu Song,Jiong Luo,Dan Yuan.Fracture toughness and fracture behavior of SA508-Ⅲ steel at different temperatures[J].International Journal of Minerals,Metallurgy and Materials,2014,21(12):1187-1195. 被引量：2
-
5吴璐,唐洪奎,彭艳华,朱伟,伍晓勇,温榜,王斐,杨帆,吴拥军,孙凯.辐照后A508-3钢冲击功异常试样的显微组织研究[J].功能材料,2016,47(3):64-69.
-
6刘家骅,王磊,杨玉芳,崔君军.加载速率对SA508-Ⅲ钢断裂韧性及断裂行为的影响[J].金属热处理,2017,42(5):42-46. 被引量：1
-
7张天慈,王海涛,李正操,SCHUT Henk,张征明,贺铭,孙玉良.国产RPV钢铁离子辐照脆化行为的正电子湮灭研究[J].金属学报,2018,54(4):512-518. 被引量：6
-
8彭志珍.18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督的影响[J].核安全,2018,17(3):22-27. 被引量：2
-
9杨波,张钊,赵福宇,沈荣发.CPR1000机组定期试验优化方法研究[J].核动力工程,2018,39(4):123-127. 被引量：4
-
10张植权,周邦新,王均安,刘文庆.低碳低合金钢时效过程中Mn在α-Fe与渗碳体间重分布特征[J].工程科学学报,2020,42(3):340-347. 被引量：2
-
1张斌,林继德,张其先,曹海兵,关锐峰.核电厂核岛设备螺栓磷化工艺研究[J].材料保护,2017,50(1):65-67. 被引量：2
-
2陈长琦,朱武,方应翠,干蜀毅,陈贤祥.离子注入和溅射率的蒙特卡罗模拟计算[J].合肥工业大学学报（自然科学版）,2001,24(6):1105-1110. 被引量：2
-
3徐倩.数控铣削中过切现象的分析探讨[J].考试周刊,2016,0(5):106-106.
-
4刘金华,龚宾,姜峨,马韦刚,韩斌,温菊花,谢银燕.田湾核电站核岛设备冷却水系统缓蚀剂的电化学行为研究[J].核动力工程,2013,34(5):160-164. 被引量：5
-
5钟本路,张斌,赵永春.CPR1000反应堆压力容器镍基管座贯穿件与上封头焊接质量的控制[J].金属加工（热加工）,2014(8):83-85. 被引量：1
-
6贾兴旺,兰志刚,蒋勇,佘应堂,匡艳军,黄腾飞,邱振生,王淦刚,赵建仓,朱平.焊接热输入对核岛设备用碳钢埋弧焊熔敷金属性能的影响[J].金属加工（热加工）,2014(12):32-34. 被引量：1
-
7王浩,魏光强,徐祺.某电站核岛设备冷却系统传热管的泄漏原因分析[J].理化检验（物理分册）,2017,53(1):51-57. 被引量：4
-
8张埜.跟踪钢结构建筑发展审慎预测H型钢内需量[J].轧钢,2000,17(5):3-5. 被引量：1
-
9芦新莉.数控锤锤杆断裂后的安全屏障——安全阀[J].锻压装备与制造技术,2016,51(1):63-65. 被引量：3
-
10汽车轻量化必须迎接的挑战－铝焊接[J].铝加工,2017,0(2):13-13.
