压水堆核电站反应堆压力容器钢断裂韧性研究进展综述

摘要：

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.本文综述了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.

关键词： 压水堆核电站 反应堆压力容器钢 断裂韧性 评价方法

作者: 李承亮

作者单位: 深圳中广核工程设计有限公司,广东 深圳 518124

会议类型: 国内会议

会议名称: 2013全国MTS断裂测试学术研讨会

会议地点: 成都

会议语种:中文

页码: 132-142

在线出版日期: 2013-10-17（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）