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秦山核电厂定期安全审查(PSR)中反应堆压力容器老化机理描述

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摘要

在对秦山一期压水堆(PWR)反应堆压力容器的设计、制造、检验和相应的应力分析基本情况汇总的基础上,着重分析了反应堆压力容器的各类老化机理,并联系秦山一期的设计、制造和运行情况,提出秦山一期反应堆压力容器的重要老化机理.为下一阶段的老化评估及其延缓老化进程的方法提供依据.

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来源
《第十二届全国反应堆结构力学会议》|2002年|285-288|共4页
会议地点北京
作者
贺寅彪; 沈秋平; 窦一康; 曲家棣;
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作者单位

中国力学学会;

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会议组织
正文语种
原文格式 PDF
中图分类 TL351.6;TL386;
关键词
核电厂; 安全审查; 压力容器; 老化机理; 反应堆;

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