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压水堆核电站反应堆压力容器钢断裂韧性研究进展 被引量:3
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作者 李承亮 邓小云 《材料导报(纳米与新材料专辑)》 EI 2013年第1期169-173,共5页
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Mas... 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。 展开更多
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
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