秦山CANDU-6重水反应堆锆合金压力管的老化形式与缓解措施

• 作者: 石秀强 赵卫东
• 来源期刊: 核动力工程
• 关键词: 锆合金 压力管 降级 缓解
• 年，卷（期）: 2013,（5）
• 所属期刊栏目: 核燃料及反应堆材料
• 页码范围: 92-95
• 页数: 4页
• 分类号: TK124
• 语种: 中文

摘要

CANDU-6重水反应堆堆芯压力管采用的锆合金(Zr-2.5Nb)材料长期处于高温、高压、高辐照的运行环境.由于锆合金吸氘,压力管存在氢致延迟开裂的风险.秦山第三核电厂通过改进制造和安装工艺、加强对运行工况的控制以及开展定期检查和预防性维修,改善压力管的径向蠕变状况,降低残余应力,减少氢致延迟开裂的风险,并及时跟踪压力管的降级程度,为电厂寿期管理提供重要信息和依据.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	石秀强		14	39	4.0	5.0