VVER-1000型反应堆压力容器热老化分析评估

作者：佟振峰; 崔贞北; 赵继松; 张长义; 杨兴旺; **江; 刘维平; 杨文

来源：原子能科学技术, 2015, 49(05): 903-908.

• VVER-1000
• 反应堆压力容器
• 热老化脆化
• 温度监督

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。

• 单位
  中国核工业集团公司; 中国原子能科学研究院; 江苏核电有限公司