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作者：蔡光博;杨笑;李保青;李艾娟;陈晓亮;
单位：中国原子能科学研究院;
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，通过水下摄像机的检查，发现点缺陷无扩大和其他性质的变化，同时对池底地脚螺栓的检测，发现螺栓腐蚀程度轻微，X射线探伤表明内部无结构损伤情况，可侧面判定反应堆池壁池底的腐蚀情况较为良好，不会产生破口失水事故的发生。该结果对许可证延续申请具有重要参考价值。
关键词：游泳池式轻水反应堆;;老化;;腐蚀;;延续运行
基金资助：国家科技重大专项子课题(2017ZX06002004)
