原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
反应堆压力容器(RPV )作为反应堆寿期内不可更换的核心设备,是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。本文针对国产压力容器材料A508‐3钢,开展了一定剂量水平(约10×1019 cm-2,E≥1 M eV )的研究堆加速辐照试验,并进行了辐照后力学性能测试分析,包括拉伸性能和冲击性能测试。结果显示,辐照后在-100、20、288℃下,A508‐3钢的屈服强度分别增加了83、108、52 M Pa ,抗拉强度分别增加了58、61、49 M Pa ,韧脆转变温度 T41J增加了68℃,上平台能量降低了61 J。A508‐3钢辐照前后性能测试结果表明,在中子辐照至60 a寿期后,A508‐3钢仍能满足反应堆使用要求。
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内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 国产 A508-3钢辐照性能
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 A508-3钢 中子辐照 辐照脆化
年,卷(期) 2016,(2) 所属期刊栏目 中国原子能科学研究院第29届“五四”青年学术报告会论文选
研究方向 页码范围 204-207
页数 4页 分类号 TL341
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2016.50.02.0204
五维指标
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 宁广胜 中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所 19 34 3.0 5.0
3 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
4 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
5 林赟 中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所 3 4 2.0 2.0
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研究主题发展历程
节点文献
A508-3钢
中子辐照
辐照脆化
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
出版文献量(篇)
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