【摘 要】
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本文根据核电技术的发展,以第三代核电反应堆AP1000和第四代核电反应堆中的超临界水堆(SCWR)作为新一代核电反应堆代表,阐述核电装备对材料技术的需求.SCWR对材料的性能要求
【机 构】
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中国一重能源装备材料研究所,天津 300457
【出 处】
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首届中国工程院/国家能源局能源论坛
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本文根据核电技术的发展,以第三代核电反应堆AP1000和第四代核电反应堆中的超临界水堆(SCWR)作为新一代核电反应堆代表,阐述核电装备对材料技术的需求.SCWR对材料的性能要求结合了轻水堆、快堆和火力发电装备三类装备的材料性能要求,在压力容器设计、压力容器和蒸汽发生器等焊接部位的抗应力腐蚀开裂性能、内部结构件的材料等方面提出了更高的要求.因此,伴随新一代核电反应堆技术的成熟和确立,核电装备的制造急需要相应的材料技术作先行保障,因而核电装备材料技术的研究具有关键意义.
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