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摘要:
压水堆核电厂反应堆压力容器(RPV)支座在核电厂设计中属ASME核安全1级支承,是关系到RPV安全的关键设备.RPV支座的温度场特性对其下方支承混凝土影响至关重要.通过开展试验研究,验证支座设计和布置的合理性,分析不同支座人口风速对底面温度的影响,为后续进风系统优化提供参考.设计和制造与工程中等比例大小的压力容器支座试验件和试验台架,对压水堆核电厂反应堆压力容器支座温度场特性进行试验研究.研究结果表明,支座底面温度场分布不均匀,呈近似“抛物线”形式,且关于支座纵向中心线对称分布;支座底面最高温度约38℃,小于限值93℃要求,验证了支座设计和布置的合理性.
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文献信息
篇名 反应堆压力容器支座温度场特性试验研究
来源期刊 压力容器 学科 工学
关键词 反应堆压力容器支座 温度场 混凝土温度 设备支撑
年,卷(期) 2019,(6) 所属期刊栏目 试验研究
研究方向 页码范围 1-5,11
页数 6页 分类号 TH49|TL351.6|TB302.1
字数 3059字 语种 中文
DOI 10.3969/j.issn.1001-4837.2019.06.001
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 刘鹏飞 上海交通大学核科学与工程学院 27 90 6.0 9.0
2 吕莹 1 0 0.0 0.0
3 刘润发 1 0 0.0 0.0
4 贺隆坤 上海交通大学核科学与工程学院 1 0 0.0 0.0
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研究主题发展历程
节点文献
反应堆压力容器支座
温度场
混凝土温度
设备支撑
研究起点
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相关学者/机构
期刊影响力
压力容器
月刊
1001-4837
34-1058/TH
大16开
安徽省合肥市高新开发区天湖路29号
26-10
1984
chi
出版文献量(篇)
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28333
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