VVER-1000型反应堆压力容器热老化分析评估

• 作者: 佟振峰 刘维平 崔贞北 张长义 杨兴旺 杨文 王克江 赵继松
• 来源期刊: 原子能科学技术
• 关键词: VVER-1000 反应堆压力容器 热老化脆化 温度监督
• 年，卷（期）: 2015,（5）
• 所属期刊栏目: 反应堆工程
• 页码范围: 903-908
• 页数: 6页
• 分类号: TL341
• 语种: 中文
• DOI: 10.7538/yzk.2015.49.05.0903

摘要

本文系统介绍了VVER‐1000型反应堆压力容器（RPV ）的温度监督情况，针对田湾核电站1＃机组RPV的温度监督测试结果进行分析，评价运行3年后RPV力学性能（包括拉伸、冲击、断裂韧性）变化行为及热老化脆化机理，评估了当前田湾RPV服役运行后的热老化脆化状态和温度监督的时间安排。结果表明，温度监督样品经过堆内高温环境考验后，焊缝材料表现出一定程度的脆化特征，但母材、热影响区脆化不明显。与康采恩模型的结果和俄罗斯数据相比较后，认为田湾核电站1＃机组RPV热老化脆化情况在合理范围内。

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	张长义	中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所	18	32	3.0	5.0
2	佟振峰	中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所	28	46	4.0	6.0
3	杨文	中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所	53	69	4.0	6.0
4	王克江	中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所	2	3	1.0	1.0
5	杨兴旺		6	5	2.0	2.0
6	刘维平		2	7	2.0	2.0
7	崔贞北		1	3	1.0	1.0
8	赵继松		1	3	1.0	1.0