游泳池式轻水反应堆池壁池底及关键构件老化评估

摘要： 核反应堆老化问题是决定反应堆安全运行的重要因素之一。中国原子能科学研究院游泳池式轻水反应堆(简称49-2堆)是一座典型的延寿运行的研究堆，也是中国目前运行时间最长的反应堆，开展老化研究对评估其继续延寿运行具有重要意义。本文主要以游泳池式轻水反应堆池底池壁(L03铝材)作为研究对象，对某些点缺陷的腐蚀情况进行分析，结果表明，49-2堆一次水水质条件引起铝合金的化学腐蚀较小，通过水... （共5页）