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反应堆压力容器快中子辐照影响分析

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1.72 MB
文件类型
PDF
语言
简体中文
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☆☆☆☆☆
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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。
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