原文服务方: 核动力工程       
摘要:
采用分析法进行稳压器的设计.为了减小热应力的危害,改善接头的受力状态,采取了降低热疲劳的措施.在RCC-M 1级锻件的基础上,又增加了砷、锡、锑、硼等有害元素的考核指标以及金相检验的要求.稳压器的支承设计采用下封头整体锻出的凸台与裙座支承筒对接焊连接.对波动接管及其热屏蔽套管的瞬态温度场分布、喷雾接管材料的疲劳性能和塑性累积变形,以及反应堆冷却剂系统特殊构件(包括波动接管)的瞬态传热特性进行了试验和分析研究,用流体力学软件FLUENT对构件的传热性能进行了数值计算,得到了良好的试验和计算结果.
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内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 秦山核电二期工程稳压器的自主设计与国产化
来源期刊 核动力工程 学科
关键词 核电站 稳压器 自主设计 国产化
年,卷(期) 2003,(z1) 所属期刊栏目 设备
研究方向 页码范围 168-172
页数 5页 分类号 TL353+.14
字数 语种 中文
DOI 10.3969/j.issn.0258-0926.2003.z1.045
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 王振全 3 16 3.0 3.0
2 郑剑 7 5 1.0 2.0
3 詹可纯 1 4 1.0 1.0
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研究主题发展历程
节点文献
核电站
稳压器
自主设计
国产化
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
核动力工程
双月刊
0258-0926
51-1158/TL
大16开
1980-01-01
chi
出版文献量(篇)
4821
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19304
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