秦山第二核电厂1号机组压力容器材料辐照脆化评价
本文主要总结了A、C监督管力学样品的冲击和拉伸试验结果，确定出RPV材料由于中子辐照引起的脆性转变温度、上平台能量和强度的变化，与采用经验预测公式计算的转变温度变化值进行比较，结合设计规范的一些要求，综合评价1＃机组RPV材料的辐照脆化效应。 监督数据表明，1＃机组压力容器材料在辐照后的韧性储备与设计限值相比仍然有较大的安全余量。
核电厂 压力容器 辐照脆化 脆性转变
蒋国富 伍晓勇 李国云 冯明全
中国核动力研究设计院一所,成都,610005
国内会议
四川江油
中文
136-141
2007-10-01（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）