反应堆压力容器钢在轻水堆冷却水中的疲劳裂纹扩展性能评述

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摘要在正常运行期间,轻水堆(LWR)压力容器要承受交变压力,导致疲劳裂纹扩展和腐蚀疲劳裂纹扩展。为了更好地了解核压力容器钢的裂纹扩展性能,拨柏克—威尔科克斯公司在模拟沸水堆(BWR)和压水堆冷却水中进行了SA508—2和SA533B—1钢288℃疲劳裂纹扩展试验。

作者 W.A.Van Der Sluys 王崇斌

机构地区上海发电设备所

出处《锅炉技术》 1987年第5期26-31,共6页 Boiler Technology

关键词化学成份 PWR 疲劳裂纹扩展轻水堆水冷堆

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锅炉技术

1987年第5期

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