压力容器用钢脆性评定方法的比较

与张晓忠30多年的努力相比，压力容器钢在脆化转变温度区的断裂韧度预测尚不确定。压力容器并对每个类别的压力容器在设计、制造过程，以及检验项目、内容和方式做出了不同的规定。压力容器已实施进口商品安全质量许可制度，未取得进口安全质量许可证书的商品不准进口。分气缸主要配套设备，用于把锅炉运行时所产生的蒸汽分配到各路管道中去，分汽缸系承压设备，属压力容器，其承压能力，容量应与配套锅炉相对应。分汽缸主要受压元件为：封头，壳体材料等。不锈钢储罐封性好；密封式设计彻底杜绝了空气飘尘中有害物质和蚊虫入侵罐内，确保水质不受外界污染和滋生红虫。通过对比现有的材料断裂韧性评价方法，对近年来发展起来的特征曲线法的理论基础提出了质疑。指出脆性断裂温度的传统断裂韧度曲线法是建立在坚实的物理基础之上的，它往往被认为过于保守而可靠。在对单相和多相结构断裂韧性试验结果分析的基础上，强调解决断裂韧性理论和实践中不确定性的关键在于提高对物理过程的认识和评价方法。解理断裂。

a级2的目的是证明在新技术条件下生产的钢和焊缝具有较高的辐照和脆性。“中子辐照条件下的rpv的钢性能研究”项目于1976年启动，1983年结束。得出的结论如下：铜、磷含量的降低可提高钢的抗辐照脆性，但由于辐照，平台对冲击韧性的能量没有定期降低；在实验反应器上进行的nnrc加速辐照试验的结果与辐照监督试验的结果不同，需要进行修正。

通过这一阶段的工作，断裂力学的应用也取得了进展。

第3阶段的工作旨在优化RPV监督计划和相关的分析方法。断裂力学的定量分析方法被广泛使用。

第4阶段的目标是为RPV材料监督提供一个可行的指导，并评估通过使用小试样获得断裂韧性的方法。题为“确保RPV完整性”的研究项目始于1996年，结束于1999年。

通过这一阶段的工作，确定了冲击韧性与断裂韧性的一致性。“特殊曲线”法的应用得到了广泛的关注，该法使用了少量的试样来获得断裂韧性。

上述研究的结果支持RPV评价从原始冲击韧度转变温度方法到更现实的断裂力学方法的改变，但是需要进一步挖掘技术细节。在核电厂运行过程中，2000年启动了"应用辐射监督结果"，许多因素导致反应堆压力容器材料性能下降。中子辐照是促进材料脆化的最重要因素。过去30年，国际原子能机构（原子能机构）技术工作组协调的RPV辐照脆化研究项目代表了对国际核工程领域反应堆压力容器用钢辐照脆化的理解过程和水平。研究结果已反映在现行法规、指南或测试规范中。简要回顾了该过程。

第一阶段的工作始于1971年。包括捷克斯洛伐克，丹麦，德意志联邦共和国，法国，日本，瑞典，英国和美国在内的八个国际原子能机构成员参加了“反应堆压力容器用钢的辐照脆化”研究。 ”。确定使用American Carbide Company生产的A533B-1作为钢。