核反應器壓力槽鋼材脆化效應檢測與評估

摘要：

国内核电厂反应器压力槽(Reactor pressure vessel,RPV)钢材监视样品罐(Surveillance capsule)依法规要求定期取出进行检验分析,以确保反应器之运转安全.监视样品罐内含中子剂量计供中子剂量分析,及夏比冲击试片、拉伸试片与破裂韧性试片供机械性质评估.中子剂量计经量测加马特性辐射之强度,配合严谨的电脑程式分析求得样品罐的中子剂量.将中子剂量配合夏比冲击试验与拉伸试验进行照射后机械性质的测试评估.依据美国NRC regulatory guide 1.99 revision 2进行评估照射脆化的影响程度.此外,并依据美国联邦法10CFR 50.61进行压力热震(Pressurized thermal shock,PTS)分析.分析结果显示RPV钢材于32全功率运转年(Effective full power year, EFPY)时仍符合美国联邦法10CFR Appendix G与10CFR 50.61之要求.

关键词： 核电厂 反应器压力槽 钢材监视样品罐 脆化效应

作者: 李承祐 朱厚瑾 張承漢 胥耀華 江勝祥 陳新儒 羅仕翰

作者单位: 行政院原子能委員會核能研究所 台灣電力股份有限公司

会议类型: 国内会议

会议名称: 2014年海峡两岸破坏科学与材料试验学术会议暨第十二届破坏科学研讨会、第十届全国MTS材料试验学术会议

会议地点: 台南

会议语种:中文

页码: 1-16

在线出版日期: 2014-10-22（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）