VVER-1000型反应堆压力容器热老化分析评估

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。

关键词：VVER-1000、反应堆压力容器、热老化脆化、温度监督

分类号：TL341(核反应堆工程)

资助基金：国家重点基础研究发展计划资助项目2011CB610503；国家大型先进压水堆重大专项资助项目2011ZX06004-002

在线出版日期：2015-05-27（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共6页

页码：903-908