技術(shù)編號(hào)：11232746
提示：您尚未登錄，請(qǐng)點(diǎn) 登 陸 后下載，如果您還沒有賬戶請(qǐng)點(diǎn) 注 冊(cè) ，登陸完成后，請(qǐng)刷新本頁查看技術(shù)詳細(xì)信息。本發(fā)明屬于核電技術(shù)領(lǐng)域，更具體地說，本發(fā)明涉及一種核電站反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照損傷無損評(píng)估方法。背景技術(shù)反應(yīng)堆壓力容器是核電站核島內(nèi)最為關(guān)鍵的大型設(shè)備之一，主要功能是包容和支承堆芯核燃料組件、控制組件、堆內(nèi)構(gòu)件和反應(yīng)堆冷卻劑的鋼制承壓容器。它長期服役于強(qiáng)輻照、高溫、高壓環(huán)境，其中中子輻照損傷是其主要失效方式之一，具體表現(xiàn)為反應(yīng)堆壓力容器鋼輻照脆化過程中強(qiáng)度升高、韌性下降，材料硬化。為了確保反應(yīng)堆壓力容器運(yùn)行的安全性，目前主要通過采用傳統(tǒng)的輻照監(jiān)督方法對(duì)其輻照損傷程度進(jìn)行監(jiān)控與評(píng)價(jià)，其具體實(shí)施方法如...
注意：該技術(shù)已申請(qǐng)專利，請(qǐng)尊重研發(fā)人員的辛勤研發(fā)付出，在未取得專利權(quán)人授權(quán)前，僅供技術(shù)研究參考不得用于商業(yè)用途。
該專利適合技術(shù)人員進(jìn)行技術(shù)研發(fā)參考以及查看自身技術(shù)是否侵權(quán)，增加技術(shù)思路，做技術(shù)知識(shí)儲(chǔ)備，不適合論文引用。