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压水堆核电厂稳压器波动管热分层分析关键技术探讨

陈明亚 孙兴悦 刘晗 余伟炜 史芳杰 彭群家 赵万祥

压力容器2023,Vol.40Issue(9):55-61,7.
压力容器2023,Vol.40Issue(9):55-61,7.DOI:10.3969/j.issn.1001-4837.2023.09.008

压水堆核电厂稳压器波动管热分层分析关键技术探讨

Discussion on the key technology for thermal stratification analysis of pressurizer surge tube in pressurized water reactor plant

陈明亚 1孙兴悦 2刘晗 3余伟炜 1史芳杰 1彭群家 1赵万祥1

作者信息

  • 1. 苏州热工研究院有限公司,江苏苏州 215004||国家核电厂安全及可靠性工程技术研究中心,江苏苏州 215004
  • 2. 天津大学,天津 300072
  • 3. 法国电力公司中国研发中心,北京 100005
  • 折叠

摘要

关键词

波动管/热分层/疲劳/瞬态包络/损伤容限

Key words

surge tube/thermal stratification/fatigue/transient envelope/damage tolerance

分类

机械制造

引用本文复制引用

陈明亚,孙兴悦,刘晗,余伟炜,史芳杰,彭群家,赵万祥..压水堆核电厂稳压器波动管热分层分析关键技术探讨[J].压力容器,2023,40(9):55-61,7.

基金项目

国家重点研发计划项目(2020YFB1901500,2021YFB3702602) (2020YFB1901500,2021YFB3702602)

压力容器

OA北大核心CSTPCD

1001-4837

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