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摘要:
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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文献信息
篇名 反应堆压力容器快中子辐照影响分析
来源期刊 机械工程师 学科 工学
关键词 反应堆压力容器 辐照 脆化 老化
年,卷(期) 2017,(10) 所属期刊栏目 机械设计与计算
研究方向 页码范围 106-109
页数 4页 分类号 TL352
字数 4645字 语种 中文
DOI
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 张丽屏 10 22 2.0 4.0
2 石凯凯 5 2 1.0 1.0
3 虞晓欢 6 10 2.0 3.0
4 傅孝龙 7 5 2.0 2.0
5 王涛 6 13 2.0 3.0
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反应堆压力容器
辐照
脆化
老化
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期刊影响力
机械工程师
月刊
1002-2333
23-1196/TH
大16开
黑龙江省哈尔滨市
14-53
1969
chi
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