CN105489259A - 反应堆压力容器长寿期辐照监督方法 - Google Patents
反应堆压力容器长寿期辐照监督方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN105489259A CN105489259A CN201410476717.3A CN201410476717A CN105489259A CN 105489259 A CN105489259 A CN 105489259A CN 201410476717 A CN201410476717 A CN 201410476717A CN 105489259 A CN105489259 A CN 105489259A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- pipe
- pressure vessel
- reactor pressure
- tube
- annealing
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开了反应堆压力容器长寿期辐照监督方法,监督方法包括以下步骤:步骤1:在核电厂首循环时只插入U管、V管、Z管和Y管,U管、V管、Z管和Y管用于监督反应堆压力容器前40年寿期内堆芯活化区材料辐照脆化情况;步骤2:根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据、反应堆压力容器的超前因子判断否需要进行退火处理,若需要进行退火处理时,在核电厂运行中期插入S管、T管、W管和X管,S管和T管用于监督反应堆压力容器第50年和第60年的材料辐照脆化情况,W管和X管用于反应堆压力容器需要作退火处理时验证堆芯活化区材料退火后性能恢复情况及经短期辐照后性能下降情况。
Description
技术领域
本发明属于核电站在役期间对反应堆压力容器堆芯区材料辐照脆化性能的在役监督措施,具体涉及到反应堆压力容器长寿期内辐照监督计划的制订和实施。
背景技术
反应堆压力容器作为构成核电站反应堆冷却剂压力边界的关键设备,包容整个堆芯,同时承受高温、高压和强中子辐照的联合作用,堆芯区材料的辐照效应使得材料强度逐渐升高、塑韧性逐渐降低,产生辐照脆化。因此,各国的核安全法规和标准都明确规定,在核电厂的整个寿期内必须为反应堆压力容器制订合理的辐照监督措施,通常的作法是在反应堆压力容器内设置一定数量的辐照监督管,并按计划在不同年限时取出进行解剖试验,以此监督反应堆压力容器堆芯活化区材料的性能变化,确保压力容器寿期内的安全运行。
目前新建核电厂设计寿命一般为60年或考虑延寿至60年,反应堆压力容器设置8根辐照监督管(U管、V管、Z管、Y管、S管、T管、W管、X管),其中6根辐照监督管(U管、V管、Z管、Y管、S管、T管)分别用于监督反应堆压力容器正常运行情况下60年寿期内的材料辐照脆化情况,其余2根辐照监督管(W管、X管)用于反应堆压力容器服役中期需要进行退火处理以恢复材料性能的情况。在通常的辐照监督计划中均采取首循环装入6根辐照监督管,留2根备用的作法,这种辐照监督计划一是会造成反应堆压力容器在服役后期近30多年内没有辐照监督管随堆运行进行监督的风险,二是一旦反应堆压力容器在服役中期需要进行退火处理,则用于监督第50年和第60年寿命的两根辐照监督管(S管和T管)的辐照数据将会失效,而W管和X管已用于退火处理,此时将无多余的辐照监督管用于监督压力容器退火后继续运行的材料性能变化。
发明内容
本发明的目的是提供一种更为合理的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法,能够更好的监督反应堆压力容器在60年寿期(包括延寿至60年的情况)内的材料辐照脆化情况,可应用于新建的长寿期核电厂及计划延寿至60年的在役核电厂的反应堆压力容器辐照监督计划的制订和实施。
本发明的实现方案如下:反应堆压力容器长寿期辐照监督方法,反应堆压力容器共设置八根辐照监督管,其编号分别为U、V、Z、Y、S、T、W和X,各管累积辐照时间代表反应堆压力容器内表面实际辐照时间如下:
U管:代表反应堆压力容器内表面第10年的实际辐照时间;
V管:代表反应堆压力容器内表面第20年的实际辐照时间;
Z管:代表反应堆压力容器内表面第30年的实际辐照时间;
Y管:代表反应堆压力容器内表面第40年的实际辐照时间;
S管:代表反应堆压力容器内表面第50年的实际辐照时间;
T管:代表反应堆压力容器内表面第60年的实际辐照时间;
W管和X管:用于反应堆压力容器寿期内进行退火处理的情况。
辐照监督管是内置有力学性能试样、中子剂量探测器、温度探测器的装置,辐照监督力学性能试样来源于母材金属、焊缝金属和焊缝热影响区的金属,试样材质与压力容器筒体相同,为SA508MGrade3 Class1。
监督方法包括以下步骤:
步骤1:
在核电厂首循环时只插入U管、V管、Z管和Y管,U管、V管、Z管和Y管用于监督反应堆压力容器前40年寿期内堆芯活化区材料辐照脆化情况;
步骤2:根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据、反应堆压力容器的超前因子判断是否需要进行退火处理,根据反应堆压力容器的超前因子及是否需要进行退火处理的情况,
若需要进行退火处理时,在核电厂运行中期插入S管、T管、W管和X管,
S管和T管用于监督反应堆压力容器第50年和第60年的材料辐照脆化情况,
W管和X管用于反应堆压力容器需要作退火处理时验证堆芯活化区材料退火后性能恢复情况及经短期辐照后性能下降情况;
若不需要进行退火处理时,在核电厂运行中期依次先后插入S管、T管;
需要进行退火处理时:S管和T管的插入时机需要与W管和X管配合确定。
W管、X管、S管、T管将在退火处理前插入反应堆随反应堆压力容器一起经历退火处理。
U管、V管、Z管和Y管按照时间的先后依次进行抽取,
反应堆压力容器若需进行退火处理,
Y管将提前抽取用于监督反应堆压力容器退火处理前的堆芯活化区材料性能,
Y管抽取后,先插入S管,在S管插入后,在反应堆压力容器退火处理前插入W管、X管、T管,反应堆压力容器退火处理后,按照时间先后依次抽取W管、X管、S管、T管。
W管用于监督退火处理后堆芯火化区材料性能恢复的情况,
X管用于监督退火处理加短期辐照后堆芯活化区材料性能下降速度,
S管和T管用于监督反应堆压力容器退火处理后继续运行至50年和60年寿命的堆芯活化区材料性能变化情况。
辐照监督管抽取时间根据压力容器内表面峰值快中子注量计算值、相应的转变温度增量计算值和辐照监督管的数量安排。按规定,第一个辐照监督管安排在早期,快中子注量达到5X1018cm-2时抽取,以验证监督试验材料对真实辐照环境的影响以及与计算值的符合程度。通常超前因子高的辐照监督管先抽取。
本发明提供的反应堆压力容器长寿期辐照监督计划既可以明显缩短反应堆压力容器寿命后期无辐照监督管随堆运行的年限,提高反应堆压力容器寿命后期的运行安全性,又可以在需要进行退火处理的情况下合理利用W、X、S、T四根辐照监督管来监督反应堆压力容器退火处理的效果及退火后继续运行至寿期末的材料性能变化情况,使得60年长寿期内的整个辐照监督计划更为合理可行。
具体实施方式
实施例一
反应堆压力容器长寿期辐照监督方法,反应堆压力容器共设置八根辐照监督管,其编号分别为U、V、Z、Y、S、T、W和X,各管累积辐照时间代表反应堆压力容器内表面实际辐照时间如下:
U管:代表反应堆压力容器内表面第10年的实际辐照时间;
V管:代表反应堆压力容器内表面第20年的实际辐照时间;
Z管:代表反应堆压力容器内表面第30年的实际辐照时间;
Y管:代表反应堆压力容器内表面第40年的实际辐照时间;
S管:代表反应堆压力容器内表面第50年的实际辐照时间;
T管:代表反应堆压力容器内表面第60年的实际辐照时间;
W和X管:用于反应堆压力容器寿期内进行退火处理的情况。
监督方法包括以下步骤:
步骤1:
在核电厂首循环时只插入U管、V管、Z管和Y管,U管、V管、Z管和Y管用于监督反应堆压力容器前40年寿期内堆芯活化区材料辐照脆化情况;
步骤2:根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据、反应堆压力容器的超前因子判断是否需要进行退火处理,根据反应堆压力容器的超前因子及是否需要进行退火处理的情况,
若需要进行退火处理时,在核电厂运行中期插入S管、T管、W管和X管,
S管和T管用于监督反应堆压力容器第50年和第60年的材料辐照脆化情况,
W管和X管用于反应堆压力容器需要作退火处理时验证堆芯活化区材料退火后性能恢复情况及经短期辐照后性能下降情况;
需要进行退火处理时:S管和T管的插入时机需要与W管和X管配合确定。W管、X管、S管、T管将在退火处理前插入反应堆随反应堆压力容器一起经历退火处理。U管、V管、Z管和Y管按照时间的先后依次进行抽取,反应堆压力容器若需进行退火处理,Y管将提前抽取用于监督反应堆压力容器退火处理前的堆芯活化区材料性能,Y管抽取后,先插入S管,在S管插入后,在反应堆压力容器退火处理前插入W管、X管、T管,反应堆压力容器退火处理后,按照时间先后依次抽取W管、X管、S管、T管。W管用于监督退火处理后堆芯火化区材料性能恢复的情况,X管用于监督退火处理加短期辐照后堆芯活化区材料性能下降速度,S管和T管用于监督反应堆压力容器退火处理后继续运行至50年和60年寿命的堆芯活化区材料性能变化情况。
若不需要进行退火处理时,在核电厂运行中期依次先后插入S管、T管;
为了表明本发明的上述方法可以起到很好的监督作用,本发明以现有技术的方法和本发明做出如下对比。
对比例1
实施技术如下:
由于,核电厂堆型不同,超前因子也会不同,辐照监督计划也会略有区别,以M310堆型为例,U、V、Z、Y、S、T、W和X八根辐照监督管在反应堆压力容器内的超前因子:
—Z管、S管、T管、W管、X管:2.46;
—U管、V管、Y管:2.79。
表1为目前国内新建M310核电厂普遍采用的反应压力容器辐照监督计划。本发明提供的一种新的反应堆压力容器长寿期辐照监督计划具体实施如表2所示。
表1目前国内M310核电厂采用的反应压力容器辐照监督计划:
。
表1发明的监督计划表,包括8根辐照监督管(U管、V管、Z管、Y管、S管、T管、W管、X管),其中6根辐照监督管(U管、V管、Z管、Y管、S管、T管)分别用于监督反应堆压力容器正常运行情况下60年寿期内的材料辐照脆化情况,其余2根辐照监督管(W管、X管)用于反应堆压力容器服役中期需要进行退火处理以恢复材料性能的情况。在通常的辐照监督计划中均采取首循环装入6根辐照监督管,留2根备用的作法,从表1中可以看出最后一根抽取的是T管,按照预定的使用寿命可以看出,在22年到60年期间没有相应的辐照监督管对反应压力容器进行监督,这种辐照监督计划一是会造成反应堆压力容器在服役后期近30多年内没有辐照监督管随堆运行进行监督的风险,二是一旦反应堆压力容器在服役中期需要进行退火处理,则用于监督第50年和第60年寿命的两根辐照监督管(S管和T管)的辐照数据将会失效,而W管和X管已用于退火处理,此时将无多余的辐照监督管用于监督压力容器退火后继续运行的材料性能变化。
本案的实际操作例如下:
实施技术如下:
由于,核电厂堆型不同,超前因子也会不同,辐照监督计划也会略有区别,以M310堆型为例。
表2一种新的反应堆压力容器长年寿命辐照监督计划:
。
表2发明的这种新的反应堆压力容器长年寿命辐照监督计划无论反应堆压力容器在寿期内是否需要进行退火处理,核电厂首循环均只插入U、V、Z、Y四根辐照监督管用于监督反应堆压力容器前40年寿期内的堆芯活化区材料辐照脆化情况,用于监督第50年和第60年寿命的S和T管在核电厂运行中期(17年到23年期间)插入反应堆,从上个表2可以看出,这样最后一根辐照监督管(T管)从反应堆内抽取后,反应堆压力容器在寿命后期只有约11~12年没有辐照监督管随堆运行进行监督,与表1所示在首循环即插入U、V、Z、Y、S、T六根辐照监督管,反应堆压力容器在寿命后期约有38年无辐照监督管随堆运行监督的情况相比,明显缩短了反应堆压力容器寿期内无辐照监督管随堆运行的年限,提高了反应堆压力容器寿命后期运行的安全性。
另一方面,若根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据表明反应堆压力容器寿命中期确实需要进行退火处理以恢复反应堆压力容器堆芯活化区材料的性能,表2发明的60年辐照监督计划既可以合理利用W和X两管来证明反应堆压力容器经退化处理后堆芯活化区材料性能恢复的情况以及材料经退火处理加短期辐照后性能下降的速度,又可以让S和T两管随反应堆压力容器一起经历退火处理,监督反应堆压力容退火后运行至50年和60年的材料性能变化情况,与表1的监督计划相比更加合理可行。
本发明提供了一种新的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法,该辐照监督计划既可以明显缩短反应堆压力容器寿命后期无辐照监督管随堆运行的年限,提高了反应堆压力容器寿命后期的运行安全性,又可以在需要进行退火处理的情况下合理利用W、X、S、T四根辐照监督管来监督反应堆压力容器退火处理的效果及退火后继续运行至寿期末的材料性能变化情况,使得60年长寿期内的整个辐照监督计划更为合理可行。
如上所述,则能很好的实现本发明。
Claims (6)
1.反应堆压力容器长寿期辐照监督方法,其特征在于:反应堆压力容器共设置八根辐照监督管,其编号分别为U、V、Z、Y、S、T、W和X,各管累积辐照时间代表反应堆压力容器内表面实际辐照时间如下:
U管:代表反应堆压力容器内表面第10年的实际辐照时间;
V管:代表反应堆压力容器内表面第20年的实际辐照时间;
Z管:代表反应堆压力容器内表面第30年的实际辐照时间;
Y管:代表反应堆压力容器内表面第40年的实际辐照时间;
S管:代表反应堆压力容器内表面第50年的实际辐照时间;
T管:代表反应堆压力容器内表面第60年的实际辐照时间;
W管和X管:用于反应堆压力容器寿期内进行退火处理的情况;
监督方法包括以下步骤:
步骤1:
在核电厂首循环时只插入U管、V管、Z管和Y管,U管、V管、Z管和Y管用于监督反应堆压力容器前40年寿期内堆芯活化区材料辐照脆化情况;
步骤2:根据U、V、Z三根辐照监督管抽取后的辐照数据、反应堆压力容器的超前因子判断是否需要进行退火处理,
若需要进行退火处理时,在核电厂运行中期插入S管、T管、W管和X管,
S管和T管用于监督反应堆压力容器第50年和第60年的材料辐照脆化情况,
W管和X管用于反应堆压力容器需要作退火处理时验证堆芯活化区材料退火后性能恢复情况及经短期辐照后性能下降情况;
若不需要进行退火处理时,在核电厂运行中期依次先后插入S管、T管。
2.根据权利要求1所述的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法,其特征在于:
需要进行退火处理时:S管和T管的插入时机需要与W管和X管配合确定。
3.根据权利要求1所述的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法,其特征在于:
W管、X管、S管、T管将在退火处理前插入反应堆随反应堆压力容器一起经历退火处理。
4.根据权利要求1所述的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法,其特征在于:
U管、V管、Z管和Y管按照时间的先后依次进行抽取。
5.根据权利要求1所述的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法,其特征在于:
反应堆压力容器若需进行退火处理,
Y管将提前抽取用于监督反应堆压力容器退火处理前的堆芯活化区材料性能,
Y管抽取后,先插入S管,在S管插入后,在反应堆压力容器退火处理前插入W管、X管、T管,反应堆压力容器退火处理后,按照时间先后依次抽取W管、X管、S管、T管。
6.根据权利要求1所述的反应堆压力容器长寿期辐照监督方法,其特征在于:
W管用于监督退火处理后堆芯火化区材料性能恢复的情况,
X管用于监督退火处理加短期辐照后堆芯活化区材料性能下降速度,
S管和T管用于监督反应堆压力容器退火处理后继续运行至50年和60年寿命的堆芯活化区材料性能变化情况。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201410476717.3A CN105489259B (zh) | 2014-09-18 | 2014-09-18 | 反应堆压力容器长寿期辐照监督方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201410476717.3A CN105489259B (zh) | 2014-09-18 | 2014-09-18 | 反应堆压力容器长寿期辐照监督方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN105489259A true CN105489259A (zh) | 2016-04-13 |
CN105489259B CN105489259B (zh) | 2017-06-16 |
Family
ID=55676198
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201410476717.3A Active CN105489259B (zh) | 2014-09-18 | 2014-09-18 | 反应堆压力容器长寿期辐照监督方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN105489259B (zh) |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN106710648A (zh) * | 2016-12-16 | 2017-05-24 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法 |
CN108010595A (zh) * | 2017-12-01 | 2018-05-08 | 安徽中科超安科技有限公司 | 一种核装置全寿期活化预测方法 |
CN109800458A (zh) * | 2018-12-17 | 2019-05-24 | 中国原子能科学研究院 | 一种评估反应堆安全运行的方法 |
WO2019104510A1 (zh) * | 2017-11-29 | 2019-06-06 | 中广核工程有限公司 | 核电站反应堆压力容器中子辐照脆化程度评估方法和装置 |
CN111816334A (zh) * | 2020-07-20 | 2020-10-23 | 中国核动力研究设计院 | 一种辐照监督管 |
Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2004309401A (ja) * | 2003-04-09 | 2004-11-04 | Toshiba Corp | 原子炉炉心監視システム |
CN101645315A (zh) * | 2009-09-11 | 2010-02-10 | 秦山核电有限公司 | 辐照监督管支撑定位结构的拆除方法 |
CN101650979A (zh) * | 2009-09-11 | 2010-02-17 | 秦山核电有限公司 | 辐照监督管定位支撑结构位置度调整方法及装置 |
US20100104059A1 (en) * | 2008-10-29 | 2010-04-29 | Korea Electric Power Corporation, A Korean Corporation | Renormalization method of excore detector |
CN102117667A (zh) * | 2009-12-31 | 2011-07-06 | 秦山核电有限公司 | 辐照监督管支承定位结构水下安装方法 |
CN102496393A (zh) * | 2011-11-18 | 2012-06-13 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站反应堆压力容器的监测系统和方法 |
-
2014
- 2014-09-18 CN CN201410476717.3A patent/CN105489259B/zh active Active
Patent Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2004309401A (ja) * | 2003-04-09 | 2004-11-04 | Toshiba Corp | 原子炉炉心監視システム |
US20100104059A1 (en) * | 2008-10-29 | 2010-04-29 | Korea Electric Power Corporation, A Korean Corporation | Renormalization method of excore detector |
CN101645315A (zh) * | 2009-09-11 | 2010-02-10 | 秦山核电有限公司 | 辐照监督管支撑定位结构的拆除方法 |
CN101650979A (zh) * | 2009-09-11 | 2010-02-17 | 秦山核电有限公司 | 辐照监督管定位支撑结构位置度调整方法及装置 |
CN102117667A (zh) * | 2009-12-31 | 2011-07-06 | 秦山核电有限公司 | 辐照监督管支承定位结构水下安装方法 |
CN102496393A (zh) * | 2011-11-18 | 2012-06-13 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站反应堆压力容器的监测系统和方法 |
Non-Patent Citations (3)
Title |
---|
孙海涛: "压水堆核电厂反应堆压力容器辐照脆化评价与监督", 《核安全》 * |
邱天 等: "反应堆压力容器60年设计寿命研究", 《压力容器》 * |
邱天 等: "基于辐照脆化的反应堆压力容器60年设计寿命改进分析", 《核动力工程》 * |
Cited By (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN106710648A (zh) * | 2016-12-16 | 2017-05-24 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法 |
CN106710648B (zh) * | 2016-12-16 | 2018-03-06 | 深圳中广核工程设计有限公司 | 核电站反应堆压力容器辐照损伤监控方法 |
WO2019104510A1 (zh) * | 2017-11-29 | 2019-06-06 | 中广核工程有限公司 | 核电站反应堆压力容器中子辐照脆化程度评估方法和装置 |
GB2583292A (en) * | 2017-11-29 | 2020-10-21 | China Nuclear Power Eng Company Ltd | Method and device for evaluating degree of neutron irradiation embrittlement of nuclear power plant reactor pressure vessel |
GB2583292B (en) * | 2017-11-29 | 2023-03-08 | China Nuclear Power Eng Company Ltd | Method and device for evaluating degree of neutron irradiation embrittlement of nuclear power plant reactor pressure vessel |
CN108010595A (zh) * | 2017-12-01 | 2018-05-08 | 安徽中科超安科技有限公司 | 一种核装置全寿期活化预测方法 |
CN108010595B (zh) * | 2017-12-01 | 2019-11-19 | 安徽中科超安科技有限公司 | 一种核装置全寿期活化预测方法 |
CN109800458A (zh) * | 2018-12-17 | 2019-05-24 | 中国原子能科学研究院 | 一种评估反应堆安全运行的方法 |
CN109800458B (zh) * | 2018-12-17 | 2020-10-09 | 中国原子能科学研究院 | 一种评估反应堆安全运行的方法 |
CN111816334A (zh) * | 2020-07-20 | 2020-10-23 | 中国核动力研究设计院 | 一种辐照监督管 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN105489259B (zh) | 2017-06-16 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN105489259A (zh) | 反应堆压力容器长寿期辐照监督方法 | |
CN107767025B (zh) | 一种风险指引的核电厂大破口失水事故分析方法 | |
CN104079003B (zh) | 含光伏电源配电网的概率潮流计算方法 | |
CN110175744A (zh) | 一种核电厂事故处理导则确认的数据处理方法 | |
CN111144752A (zh) | 基于遗传算法的核电厂失水事故安注流量需求分析方法 | |
CN105385975B (zh) | 一种快速高效活化ZrCo基氢同位素贮存材料的方法 | |
KR101896029B1 (ko) | 원자로의 강 표면의 인시츄 부동태화 방법 | |
CN104741370B (zh) | 一种评价植物修复放射性核素污染土壤潜力的方法 | |
CN203962002U (zh) | 地下核反应堆洞室超大跨度穹顶预留中心岩柱施工布置 | |
Yu et al. | Update on SINAP TMSR research | |
Galushin et al. | An approach to grouping and classification of scenarios in integrated deterministic-probabilistic safety analysis | |
CN110042221B (zh) | 一种脉冲电流消除a508-3钢老化脆化的方法 | |
Molchanov | Project'Zero Failure Level': Status, Problems, Tasks for the Future | |
Song et al. | Preliminary Study on Risk-Informed LBLOCA of CPR1000 | |
CN114362148B (zh) | 一种应对新能源暂态不确定性的紧急控制方法及装置 | |
Phung et al. | Characteristics of debris in the lower head of a BWR in different severe accident scenarios | |
CN214735938U (zh) | 一种钛材用退火装置 | |
CN102383064A (zh) | 一种用于阀门的钢材料及其制备方法 | |
Kim et al. | An investigation on multiple axial surface pwscc growth behaviors in primary alloy 600 components using the PWSCC initiation model and damage mechanics approach | |
Yu et al. | Variance decomposition sensitivity analysis of a passive residual heat removal system model | |
CN106504121A (zh) | 一种基于材料力学分析的核级密封系统堆焊材料选用方法 | |
CN104004927A (zh) | Purex流程钚纯化循环中锆的净化工艺 | |
Shin et al. | An Assessment for A Filtered Containment Venting Strategy Using Decision Tree Models | |
Zhu et al. | Creep Analysis of Hemisphere Shell Structure Under High Temperature Gradient | |
CN104975334A (zh) | 一种溶解ZrB2陶瓷材料的方法 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant |