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反应堆压力容器60 a设计寿命研究中力学性能分析
北大核心
CSCD
CSTPCD
作者:
杜娟
孙英学
卢岳川
发表期刊:
原子能科学技术 2008年z2期
关键词:
反应堆压力容器
60a设计寿命
力学性能
摘要:
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.