材料在微纳米尺度的环境损伤与核电站关键设备的服役安全性

IMR OpenIR

	材料在微纳米尺度的环境损伤与核电站关键设备的服役安全性
	韩恩厚
	2012-11-02
会议名称	第16届全国疲劳与断裂学术会议
会议录名称	第16届全国疲劳与断裂学术会议论文集
会议日期	2012-11-02
会议地点	厦门
摘要	核电站的核心部分由反应堆及相关构件组成.目前商用核电站主要采用轻水核反应堆,约占核反应堆总数的85％,分为沸水堆(290℃、8 MPa)和压水堆(PWR,320℃、16-17 MPa)两种.加之重水堆(315℃、9.9 MPa)占8%,全世界约有93%的核电站材料工作在高温高压水中.
部门归属	中国科学院金属研究所
主办者	中国力学学会;中国腐蚀与防护学会;中国机械工程学会;中国航空学会;中国金属学会;中国材料研究学会
语种	中文
文献类型	会议论文
条目标识符	http://ir.imr.ac.cn/handle/321006/71135
专题	中国科学院金属研究所
推荐引用方式 GB/T 7714	韩恩厚. 材料在微纳米尺度的环境损伤与核电站关键设备的服役安全性[C],2012.