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用柔度变化率法计算核电站压力容器钢动态断裂韧性

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【机构】中国原子能科学研究院；中国原子能科学研究院北京 102413；北京 102413；北京 102413；

【摘要】 <正> 核压力容器是压水堆核电站的关键设备,其所用钢材经受严重的中子辐照作用后会引起脆化,因此核压力容器用钢的韧性和脆性断裂抗力是反应堆安全运行的重要考核依据。因为核压力容器钢的K_IC比K_Id和K_Ia都大,考虑到压力容器受到动载荷和材料性能恶化等因素而萌生裂纹,所以设计上采用K_IC、K_Id和K_Ia中的最低点作为设计韧性指标,即用ASME附录G中的参考断裂韧性K_IR与T—RT_NDT曲线作为防止脆断依据,此曲线是A533.B1、A508.2和A508.3三种钢的K_IC、K_Id和K_Ia与温度关系的下包络线。由此可知,核压力容器钢的动态断裂韧性是反应堆安全设计和寿命评定、事故分析的关键数据之一。更多还原

【关键词】压力容器钢；动态断裂韧性；柔度；反应堆安全；压力容器用钢；无延性转变温度；韧性指标； ASME；中子辐照；包络线；

【文献出处】物理测试 ,Physics Examination and Testing , 编辑部邮箱 ,1999年05期

【分类号】TM623.4
【被引频次】2
【下载频次】127

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