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轻水堆冷却剂环境对核一级部件疲劳寿命影响的分析与评价方法 被引量:4
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作者 房永刚 王庆 +3 位作者 初起宝 张跃 孙造占 王臣 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2114-2119,共6页
反应堆压力边界的核一级部件在设计中要求进行疲劳分析。当前国际上的研究结果表明,目前分析中使用的规范疲劳设计曲线在考虑冷却剂环境条件下并不保守,并引起了各国核电监管机构对此的广泛关注。文中介绍了各主要核电国家对冷却剂环境... 反应堆压力边界的核一级部件在设计中要求进行疲劳分析。当前国际上的研究结果表明,目前分析中使用的规范疲劳设计曲线在考虑冷却剂环境条件下并不保守,并引起了各国核电监管机构对此的广泛关注。文中介绍了各主要核电国家对冷却剂环境疲劳的研究情况,讨论了NRC关于冷却剂环境的疲劳分析方法以及ASME规范的后续进展。针对考虑环境疲劳后可能带来的一系列问题,提出了建议的解决方法。 展开更多
关键词 反应堆 压力边界 疲劳设计曲线 冷却剂环境 监管机构
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