反应堆压力容器快中子辐照影响分析
版权信息:站内文章仅供学习与参考,如触及到您的版权信息,请与本站联系。
信息
资料大小
1.72 MB
文件类型
PDF
语言
简体中文
资料等级
☆☆☆☆☆
下载次数
简介
针对某设计寿命30 a、欲再延寿20 a的核电厂反应堆压力容器,文中利用NRC-RG1.99(Rev.2)以及ASME规范等,从材料辐照脆化参数、压力-温度限制曲线、材料承压热冲击分析、快断评价的角度,讨论中子辐照对该反应堆压力容器的影响,分析结论认为,该反应堆压力容器能够满足50 a的使用寿命要求。相关论文
- 2020-07-31五自由度机械手运动学分析及逆解问题研究
- 2021-01-29基于向量范数的6-R机械臂逆解优选
- 2024-08-14两种构型码垛机器人运动学与静力学对比分析
- 2020-08-19钻井平台作业机器人手部平动机构设计研究
请自觉遵守互联网相关的政策法规,严禁发布色情、暴力、反动的言论。