反应堆压力容器60 a设计寿命研究中力学性能分析
本文以百万千瓦级核电站(CNP1000)反应堆压力容器为例,分析研究了设计瞬态和疲劳损伤、脆性破坏等因素对60 a设计寿命反应堆压力容器的影响.针对不同的分析内容,选择反应堆压力容器具有代表性的部位,论证了60 a寿期末反应堆压力容器结构的完整性.
反应堆压力容器、60a设计寿命、力学性能
42
TL351.6(核反应堆工程)
2009-05-08(万方平台首次上网日期,不代表论文的发表时间)
共4页
652-655
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反应堆压力容器、60a设计寿命、力学性能
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国家重点研发计划“现代服务业共性关键技术研发及应用示范”重点专项“4.8专业内容知识聚合服务技术研发与创新服务示范”
国家重点研发计划资助 课题编号:2019YFB1406304
National Key R&D Program of China Grant No. 2019YFB1406304
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