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国产反应堆压力容器锻件材料性能

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摘要摘要：对国产反应堆压力容器锻件材料的性能进行了测试、分析、预测，按照核电工程的要求开展了试样取样及制备、化学成分分析、拉伸试验、冲击试验、参考零塑性温度RTNDT和参考温度T0测试。结果表明，国产反应堆压力容器锻件材料的化学成分符合标准要求，拉伸性能良好，冲击韧性上平台能量达300J以上，参考零塑性温度RTNDT≤-30℃，参考温度T0与国外同类材料相当，根据性能预测，材料具备充足抵抗中子辐照的韧性储备，国产反应堆压力容器锻件材料的综合性能优异。

DOI 2d3789g849/5296991

作者傅源杰孙凯黄娟雷阳吴亚贞

机构地区中国核动力研究设计院，成都，610041

出处《科学与技术》 2021年7期

关键词国产反应堆压力容器锻件材料性能中子辐照

分类 [建筑科学][建筑技术科学]

出版日期 2021年06月26日（中国期刊网平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）