核压力容器相关论文
核电站发电与其它发电方式相比具有安全、高效、经济和环保等特点,因此越来越受到关注。核反应堆压力容器是核电站的重要组件,它长......
核一级部件的断裂韧度要求反映在ASME和RCC-M规范中,即KIR-(T-RTNDT)基准曲线.KIR包括KIa、KId和KJIc.KJIc的测试国内外已有标准方......
基于我国压水堆核电站核压力容器用钢及其制造技术的发展,阐述了“大型一体化设计”和“高安全长寿期运行”对核压力容器用钢工程......
<正> 1 前言 近半个世纪是世界核工业飞速发展的时期,由于核能具有的军事威力和工业价值受到各国的核电站,容量达3.42亿千瓦,堆型......
介绍了水压试验的必要性和目的性,通过对RCC-M(2000版+2002补遗),RCC-M(2007版),ASMEⅢ(2010版)中水压试验压力、水温、保压时间和......
在1050~1250℃温度范围内,实测了核压力容器用SA508-4N钢在不同保温时间下的奥氏体晶粒尺寸,研究了SA508-4N钢的奥氏体晶粒长大行......
