【摘要】反应堆压力容器（以下简称RPV）是核安全一级设备，在整个核岛一回路处于核心地位。由于其主体材料为低合金铁素体钢，在长时间的放射线环境下变脆、韧性减小，造成RPV老化或导致RPV失效。文章着重从核安全管理和老化管理的角度，开展RPV辐照监督的研究，重点探讨了中子辐照脆化机理，以某堆型介绍了辐照监督管的结构、抽取计划和力学性能试验等内容。
【关键词】
《科技创新与应用》 2015-10-30
《科技创新与应用》 2015-10-30
《科技创新与应用》 2015-10-30
《科技创新与应用》 2015-10-30
《中国管理科学》 2015-11-03
《科技创新与应用》 2015-11-02
《中国管理科学》 2015-11-03
《中国管理科学》 2015-11-02
010-56259535
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