PC-300核电厂反应堆压力容器钢辐照脆化效应

来源 :中国原子能科学研究院年报 | 被引量 : 0次 | 上传用户:phoebe_1012
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材料的辐照脆化效应是决定压力容器寿命的关键参数之一。在PC-300核电厂运营之前,从压力容器产品延长段取样,并在中国原子能科学研究院进行辐照脆化试验。辐照实验在游泳池式轻水反应堆内进行。样品处于纯He保护气氛中。辐照温度(290±10)℃。母材样品的快中? The material’s radiation embrittlement effect is one of the key parameters that determine the life of a pressure vessel. Before the operation of the PC-300 nuclear power plant, sampling was taken from the extension of the pressure vessel product and irradiation embrittlement test was carried out at China Institute of Atomic Energy. Irradiation experiments were carried out in swimming pool light water reactors. The sample is in pure He protection atmosphere. Irradiation temperature (290 ± 10) ℃. Fast sample of parent metal?
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