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美国压水堆RPV延寿分析研究及中国RPV延寿之关键问题
被引:15
作者
:
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万强茂
[
1
,
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]
王荣山
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机构:
苏州热工研究院有限公司电站寿命管理研究中心
武汉大学动力与机械学院
王荣山
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机构:
束国刚
[
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]
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机构:
丁辉
[
1
]
机构
:
[1]
武汉大学动力与机械学院
[2]
苏州热工研究院有限公司电站寿命管理研究中心
[3]
中广核工程有限公司
来源
:
压力容器
|
2010年
/ 27卷
/ 06期
关键词
:
反应堆压力容器(RPV);
延寿60年;
中子辐照脆化;
时限老化分析;
D O I
:
暂无
中图分类号
:
TL421.1 [];
学科分类号
:
摘要
:
以美国Point Beach-2 60年延寿执照更新为例,论述基于中子辐照脆化机理的时限老化分析——承压热冲击分析、上平台能量分析和压力-温度限值曲线计算分析;在介绍美国RPV延寿期内辐照监督要求和新技术开发应用的基础上,参照法国核电法规要求,重点分析了中国在RPV中子辐照脆化评估中的几个关键问题。
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页码:46 / 51+64 +64
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国产A508-3钢中子辐照脆化效应研究
[D].
伍晓勇
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机构:
四川大学
四川大学
伍晓勇
.
四川大学,
2005
[2]
Predictive reactor pressure vessel steel irradiation embrittlement models: Issues and opportunities
[J].
Odette, G. R.
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机构:
Univ Calif Santa Barbara, Dept Mech Engn, Santa Barbara, CA 93106 USA
Univ Calif Santa Barbara, Dept Mech Engn, Santa Barbara, CA 93106 USA
Odette, G. R.
;
Nanstad, R. K.
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机构:
Oak Ridge Natl Lab, Oak Ridge, TN USA
Univ Calif Santa Barbara, Dept Mech Engn, Santa Barbara, CA 93106 USA
Nanstad, R. K.
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Gérard, R
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机构:
Tractebel Energy Engn, B-1200 Brussels, Belgium
Tractebel Energy Engn, B-1200 Brussels, Belgium
Gérard, R
.
INTERNATIONAL JOURNAL OF PRESSURE VESSELS AND PIPING,
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压水堆核电厂关键金属部件的老化和寿命评估
[J].
束国刚
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机构:
苏州热工研究院
束国刚
;
陆念文
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机构:
苏州热工研究院
陆念文
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中国电力,
2006,
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大亚湾核电站2号机组反应堆压力容器老化现状的初步分析
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万里航
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机构:
中国核动力研究设计院
万里航
;
刘鹏
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中国核动力研究设计院
刘鹏
;
陶余春
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中国核动力研究设计院
陶余春
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核动力工程,
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在役反应堆压力容器延寿探讨
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国产低合金钢腐蚀疲劳和辐照脆化行为研究
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陆斌
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陆斌
;
丁亚平
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用柔度变化率法计算核电站压力容器钢动态断裂韧性
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李怀林
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中国原子能科学研究院
李怀林
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贾学军
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中国原子能科学研究院
贾学军
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张长义
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宁广胜
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于庆凯
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物理测试,
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国产A508-3钢中子辐照脆化效应研究
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伍晓勇
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四川大学
四川大学
伍晓勇
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2005
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Predictive reactor pressure vessel steel irradiation embrittlement models: Issues and opportunities
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Odette, G. R.
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Univ Calif Santa Barbara, Dept Mech Engn, Santa Barbara, CA 93106 USA
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Odette, G. R.
;
Nanstad, R. K.
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机构:
Oak Ridge Natl Lab, Oak Ridge, TN USA
Univ Calif Santa Barbara, Dept Mech Engn, Santa Barbara, CA 93106 USA
Nanstad, R. K.
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Survey of national regulatory requirements relevant to PWR pressure vessels
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Gérard, R
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Tractebel Energy Engn, B-1200 Brussels, Belgium
Tractebel Energy Engn, B-1200 Brussels, Belgium
Gérard, R
.
INTERNATIONAL JOURNAL OF PRESSURE VESSELS AND PIPING,
1998,
75
(14)
:979
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[4]
压水堆核电厂关键金属部件的老化和寿命评估
[J].
束国刚
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机构:
苏州热工研究院
束国刚
;
陆念文
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机构:
苏州热工研究院
陆念文
.
中国电力,
2006,
(05)
:53
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[5]
大亚湾核电站2号机组反应堆压力容器老化现状的初步分析
[J].
万里航
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中国核动力研究设计院
万里航
;
刘鹏
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中国核动力研究设计院
刘鹏
;
陶余春
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中国核动力研究设计院
陶余春
.
核动力工程,
2004,
(03)
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在役反应堆压力容器延寿探讨
[J].
论文数:
引用数:
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机构:
张敬才
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国产低合金钢腐蚀疲劳和辐照脆化行为研究
[J].
陆斌
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上海核工程研究设计院,上海核工程研究设计院上海,上海
陆斌
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丁亚平
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机构:
上海核工程研究设计院,上海核工程研究设计院上海,上海
丁亚平
.
腐蚀与防护,
2001,
(11)
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-467
[8]
用柔度变化率法计算核电站压力容器钢动态断裂韧性
[J].
李怀林
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中国原子能科学研究院
李怀林
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贾学军
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张长义
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张长义
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宁广胜
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宁广胜
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于庆凯
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中国原子能科学研究院
于庆凯
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物理测试,
1999,
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