压水堆核电厂关键金属部件的老化和寿命评估

• 作者: 束国刚 陆念文
• 来源期刊: 中国电力
• 学科: 工学
• 关键词: 压水堆核电厂 关键金属部件 老化 寿命评估
• 年，卷（期）: 2006,（5）
• 所属期刊栏目: 发电技术
• 页码范围: 53-58
• 页数: 6页
• 分类号: TM623
• 字数: 8528字
• 语种: 中文
• DOI: 10.3969/j.issn.1004-9649.2006.05.012

摘要

介绍压水堆核电厂的关键金属部件及其重要度分级,对关键金属部件在压水堆运行环境下典型的老化机理及相关的寿命评估技术进行详细论述.主要的老化机理有反应堆压力容器的辐照脆化、铸造不锈钢的热老化、蒸汽发生器传热管的应力腐蚀开裂和金属疲劳.介绍国外压水堆核电厂关键金属部件老化和寿命评估的基础研究及新进展,并结合我国国情提出了核电厂老化和寿命评估研究的建议:应重视材料在压水堆运行环境下的老化机理研究,同时应开展大尺寸试验,发展寿命评估技术.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	束国刚		12	119	6.0	10.0
2	陆念文		1	46	1.0	1.0