期刊文献+

压水堆核电厂堆内构件结构材料优化选择 被引量:6

Optimum Option of Structural Materials of Reactor Vessel Internals in PWR Nuclear Power Plant
下载PDF
导出
摘要 堆内构件是反应堆内部的关键设备,属安全相关级。由于长期工作在高温、高压和高辐照的环境条件,对堆内构件材料的要求较高。结合不同国家堆内构件常用牌号的几种不锈钢材料,分析了它们的耐腐蚀性能、焊接性以及辐照性能等,从而给出了推荐的材料选择。 As a key equipment, reactor vessel internals (RVI) influence the safeW of nuclear power plant. There is a rigid requirement for the structural material of reactor vessel inter- nals because of the high temperatmre, high pressure and high dose irradiation. Combining the stainless steel usually used in different nations, the paper analyzes the corrosion resistance prop- erty, weldability and irradiation property and recommends the optimum stock option.
出处 《中国核电》 2016年第4期298-305,共8页 China Nuclear Power
关键词 压水堆 堆内构件 材料 腐蚀 选择 PWR reactor vessel intemals material corrosion option
  • 相关文献

参考文献6

二级参考文献43

  • 1戴起勋.奥氏体钢马氏体相变点M_s、M_(εs)[J].钢铁,1995,30(8):52-58. 被引量:24
  • 2陈秋龙,蔡亦炜,彭辉,杨安静.奥氏体不锈钢氮离子注入层的研究[J].上海交通大学学报,1995,29(3):129-134. 被引量:12
  • 3夏明生,田志凌,彭云,马成勇.高氮奥氏体不锈钢的氮化物析出及其对焊接性影响[J].焊接学报,2005,26(12):108-112. 被引量:16
  • 4王安东.低温奥氏体钢的力学行为及断裂机理的研究:硕士学位论文[M].江苏理工大学,2001..
  • 5陆世英 张廷凯 等.不锈钢[M].北京:原子能出版社,1998..
  • 6陆世英,不锈钢,1995年
  • 7Lu Y C,Corros Sci,1993年,35卷,1期,89页
  • 8Lu Y C,J Electrochem Soc,1983年,130卷,1774页
  • 9Oleg Alexandriwich Bannykn. On the effect of discontinuous decomposion on the structure and properties of high-nitrogen steels and on methods for suppression thereof [ J ]. Steel Research,1991,62:38 -45.
  • 10Santhi N C, Srinivas, Kutum barasw. Initial stages of discontinuous precipitation in high nitrogen anstenitic stainless steels[ J].Trans. Indian Inst. Met, 2002, 55(4) : 247 -253.

共引文献143

同被引文献37

引证文献6

二级引证文献12

相关作者

内容加载中请稍等...

相关机构

内容加载中请稍等...

相关主题

内容加载中请稍等...

浏览历史

内容加载中请稍等...
;
使用帮助 返回顶部