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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。
反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析
【摘 要】
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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
【机 构】
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中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室
【出 处】
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原子能科学技术
【发表日期】
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2008年S2期
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