压水堆核电站反应堆压力容器钢断裂韧性研究进展
来源期刊：材料导报2013年第S1期
论文作者：李承亮 邓小云
文章页码：169 - 173
关键词：反应堆压力容器钢;断裂韧性;韧-脆转变温度;参考温度T0;ASME曲线法;Master曲线法;
摘 要：反应堆压力容器(RPV)是压水堆核电站最为关键的设备之一,其恶劣的服役环境对RPV钢的材料性能提出了苛刻的要求。综述了RPV钢的低温脆化现象,详细介绍了RPV钢的无延性转变温度、修正无延性转变温度、线弹性断裂韧性要求、ASME曲线法及Master曲线法,最后展望了RPV结构完整性分析评价方法的发展方向。
李承亮，邓小云
深圳中广核工程设计有限公司
摘 要：反应堆压力容器(RPV)是压水堆核电站最为关键的设备之一,其恶劣的服役环境对RPV钢的材料性能提出了苛刻的要求。综述了RPV钢的低温脆化现象,详细介绍了RPV钢的无延性转变温度、修正无延性转变温度、线弹性断裂韧性要求、ASME曲线法及Master曲线法,最后展望了RPV结构完整性分析评价方法的发展方向。
关键词：反应堆压力容器钢;断裂韧性;韧-脆转变温度;参考温度T0;ASME曲线法;Master曲线法;
