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| 秦山核电厂反应堆压力容器第三根辐照监督管试样断裂韧性试验 | |
| 作者姓名： | 宁广胜 张长义 林虎 徐远超 |
| 摘 要： | 核电厂反应堆压力容器是堆内个可更换的重要部件,保证其安全可靠,对于核电厂口的安全运行具有重要意义。根据《秦山核电站反应堆压力容器材料辐照监督大纲》的要求,在反应堆压力容器中设置辐照监督管,监测反应堆压力容器环带区筒体及焊缝因中子辐照和热环境引起的材质性能变化。定期抽出辐照监督管,实测辐照监督试样延性断裂韧度JIC试验数据,作为判断压力容器材料辐照脆化程度的参考数据,并用于修定反应堆冷却剂压力-温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆安全运行。同时为压力容器以及核电厂的寿命评估和延寿积累数 |
| 关 键 词： | 秦山核电厂 反应堆 压力容器 第三根辐照监督管 断裂韧性试验 |
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