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題 名 | 沸水式反應器壓力槽材料脆化監測=Monitoring Embrittlement in BWR Pressure Vessels |
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作 者 | 俞君俠; 林書睿; 王仲賢; 王重章; 謝武璋; | 書刊名 | 台電工程月刊 |
卷 期 | 762 2012.02[民101.02] |
頁 次 | 頁14-28 |
分類號 | 449.2 |
關鍵詞 | 中子輻射照射; 非延性轉換參考溫度; 上肩部能量; 壓力-溫度限制曲線; Neutron irradiation; Reference nil-ductility temperature; Upper shelf energy; Pressure-temperature limit curves; |
語 文 | 中文(Chinese) |
中文摘要 | 摘 要 反應器壓力槽腹部區材料經中子輻射照射後,材料非延性轉換參考溫度升高,上肩 部能量則降低,不利於材料抵抗劣化的能力。因應中子照射對於材料破裂韌性的影響, 本文介紹法規與規範的相關要求,包含材料監測計畫的成立,破裂韌性相關參數的要求, 以及壓力-溫度限制曲線的建立。文中同時介紹相關導則,電廠可依據導則中的流程,預 估材料於運轉壽命終止時的破裂韌性參數。最後以台電公司核能二廠二號機為例,說明 監測容器試片的測試數據,以及材料破裂韌性計算預估結果,包含壓力槽腹部區材料於 40 年設計壽命結束時的非延性轉換參考溫度與上肩部能量,以及建立的壓力-溫度限制曲 線。 |
本系統中英文摘要資訊取自各篇刊載內容。