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| 美国压水堆核电站中Alloy600压力边界结构设备的PWSCC事例分析1 | |
| 引用本文： | 渡边宪失,高原省五,汪胜国.美国压水堆核电站中Alloy600压力边界结构设备的PWSCC事例分析1[J].国外核动力,2007,28(4):31-39. |
| 作者姓名： | 渡边宪失 高原省五 汪胜国 |
| 摘 要： | 压水堆核电站中镍基合金（Alloy600）反应堆冷却剂压力边界结构设备的一次冷却剂腐蚀裂纹（PWSCC）已成为人们关注的安全问题，尤其是在美国。从2000年到2002年，发现贯穿件周向裂纹、反应堆压力容器（RPV）顶盖的明显腐蚀老化已是不可否认的事实，存在由PWSCC引发的贯穿件泄漏和由泄漏造成的硼腐蚀会导致压力边界破损的可能性。第一段] |
| 关 键 词： | 压水堆核电站 压力边界 结构设备 事例分析 美国 反应堆冷却剂 反应堆压力容器 腐蚀裂纹 |
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