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VVER-1000型反应堆压力容器热老化分析评估   总被引:2,自引:2,他引:0  
本文系统介绍了VVER-1000型反应堆压力容器(RPV)的温度监督情况,针对田湾核电站1#机组RPV的温度监督测试结果进行分析,评价运行3年后RPV力学性能(包括拉伸、冲击、断裂韧性)变化行为及热老化脆化机理,评估了当前田湾RPV服役运行后的热老化脆化状态和温度监督的时间安排。结果表明,温度监督样品经过堆内高温环境考验后,焊缝材料表现出一定程度的脆化特征,但母材、热影响区脆化不明显。与康采恩模型的结果和俄罗斯数据相比较后,认为田湾核电站1#机组RPV热老化脆化情况在合理范围内。  相似文献   
2.
本文从核电标准化现状出发,简要介绍核电标准建设组织机构及相关制度,提出多方参与、完善现有标准、建设三代核电标准、加大核电标准宣贯力度等建议。  相似文献   
3.
2011年4月15日,国防科工局在京组织对中国核工业集团公司承担的41项国防军工技术基础科研项目进行验收,其中包括2项研究课题,39项核燃料循环相关行业标准。来自航空301所、航天十一院、清华大学、  相似文献   
4.
受国家能源局委托,2011年1月6日至11日,能源行业核电标准化技术委员会秘书处对中核工程公司、中广核工程公司、中科华研究院、中国核动力院和上海核工院核电标准化科研项目执行情况进行检查,主要检查经国能科技〔2009〕198号、国能科技〔2010〕98号、国能科技〔2010〕99号、国能科技〔2010〕152号文件下达的4批标准制修订项目。  相似文献   
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