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文献类型

  • 4 篇 期刊文献

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日期分布

学科分类号

  • 4 篇 工学
    • 3 篇 核科学与技术
    • 1 篇 动力工程及工程热...

主题

  • 2 篇 辐照脆化
  • 1 篇 蒸汽发生器
  • 1 篇 690tt
  • 1 篇 p-t曲线
  • 1 篇 690tt传热管
  • 1 篇 i-800传热管
  • 1 篇 rpv
  • 1 篇 反应堆压力容器
  • 1 篇 评价
  • 1 篇 状态评估
  • 1 篇 晶间腐蚀
  • 1 篇 结构完整性评估

机构

  • 3 篇 核动力运行研究所...
  • 1 篇 中核核电运行管理...
  • 1 篇 山东核电有限公司
  • 1 篇 核动力运行研究所...

作者

  • 2 篇 zhu guangqiang
  • 2 篇 朱光强
  • 2 篇 汪潇
  • 2 篇 但体纯
  • 1 篇 施慧烈
  • 1 篇 田祥禄
  • 1 篇 罗垚
  • 1 篇 wei yanhui
  • 1 篇 尉言辉
  • 1 篇 魏文斌
  • 1 篇 wei wenbin
  • 1 篇 tian xianglu

语言

  • 4 篇 中文
检索条件"机构=核动力运行研究所核设备设计中心"
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反应堆压力容器在典型事故工况下的结构完整性评估
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核动力工程 2015年 第4期36卷 49-53页
作者： 朱光强 田祥禄 魏文斌 核动力运行研究所核设备研究设计中心 武汉430223 山东核电有限公司 山东海阳265116
以反应堆压力容器(RPV)堆芯带区和入口接管为研究对象,建立断裂力学有限元分析模型,以典型事故瞬态的详细热工水力分析结果作为输入条件,对其进行瞬态温度场分析和应力分析。结合RPV辐照脆化计算结果,采用确定性断裂力学分析方法,对RPV... 详细信息
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反应堆压力容器辐照脆化状态评估
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核动力工程 2018年 第4期39卷 39-42页
作者： 朱光强 尉言辉 核动力运行研究所核设备研究设计中心 武汉430223 中核核电运行管理有限公司技术三处 浙江海盐314300
基于大量相似辐照脆化试验测试数据和实际辐照监督测试数据,采用统计分析的方法,选出适合于某核电厂反应堆压力容器(RPV)的辐照脆化评估公式。以该核电厂已经完成的辐照监督管测试数据为输入,对RPV当前的辐照脆化状态进行了评估,并推算... 详细信息
来源： 评论
蒸汽发生器690TT传热管研制评价方法
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科技创新导报 2018年 第29期15卷 29-30页
作者： 汪潇 但体纯 施慧烈 核动力运行研究所核设备设计中心 湖北武汉430000
为了固化蒸汽发生器690TT传热管全流程的制造工艺,保证传热管批量化制造质量的稳定性,建立了690TT传热管研制评价方法,对690TT传热管的冶炼工艺、化学成分、显微组织、物理性能等进行全面评价。通过评价固化工业化大批量生产690TT传热... 详细信息
来源： 评论
690TT传热管和I-800传热管晶间腐蚀试验研究
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商品与质量 2019年 第12期 239-240页
作者： 汪潇 但体纯 罗垚 核动力运行研究所核设备研究设计中心 湖北武汉 430000
采用ASTMA262C法对国产化的690TT传热管进行晶间腐蚀试验,采用ASTMG28A法对I-800传热管进行晶间腐蚀试验,比较国产化690TT传热管和I-800传热管的晶间腐蚀性能差异.分析结果表明:国产化690TT传热管和I-800传热管的晶间腐蚀性能均满足标... 详细信息
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