秦山核电厂定期安全审查(PSR)中反应堆压力容器老化机理描述
在对秦山一期压水堆(PWR)反应堆压力容器的设计、制造、检验和相应的应力分析基本情况汇总的基础上,着重分析了反应堆压力容器的各类老化机理,并联系秦山一期的设计、制造和运行情况,提出秦山一期反应堆压力容器的重要老化机理.为下一阶段的老化评估及其延缓老化进程的方法提供依据.
核电厂 安全审查 压力容器 老化机理 反应堆
贺寅彪 沈秋平 窦一康 曲家棣
上海核工程研究设计院
国内会议
北京
中文
285-288
2002-09-01（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）