云南高校图书馆联盟文献共享服务平台- 压水堆核电厂

压水堆核电厂: 作品数：558被引量：1000H指数：12; 导出分析报告; 相关领域：经济管理核科学技术更多>>; 相关作者：刘昌文吴清冷贵君邓丰丁书华更多>>; 相关机构：上海核工程研究设计院中国核动力研究设计院苏州热工研究院有限公司中科华核电技术研究院有限公司更多>>; 相关期刊：更多>>; 相关基金：国家自然科学基金国家科技重大专项国家重点基础研究发展计划中央高校基本科研业务费专项资金更多>>

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水中杂质和电极电位对国产SA-508Ⅲ低合金钢在模拟一回路高温水环境中应力腐蚀破裂的影响被引量：2: 《腐蚀与防护》2013年第1期1-4,9,共5页彭君王光辉李冠军李光福杨武; 国家重点基础研究发展计划(2011CB610506);核电重大专项(2010ZX06004-009-03); 采用慢应变速率试验(SSRT)和电化学控制结合的方法,研究了水中杂质(氯离子和硫酸根离子)和电极电位对国产核电压力容器用SA-508Ⅲ(含S 0.0025%)低合金钢在模拟压水堆(PWR)一回路290℃高温高压水质环境中应力腐蚀破裂(SCC)性能的影响。...; 关键词：压水堆核电厂低合金钢应力腐蚀破裂杂质电极电位

国产SA-508Ⅲ低合金钢在模拟核电高温水服役环境中的应力腐蚀破裂及力学行为被引量：4: 《腐蚀与防护》2011年第9期673-676,680,共5页李冠军彭君李光福杨武; 国家重点基础研究发展计划(2011CB610506);核电重大专项(2010ZX06004-009-03);上海市科委项目(09dz1100105)资助; 采用慢应变速率拉伸试验(SSRT)和电化学控制结合的方法,研究了国产核电压力容器用钢SA-508Ⅲ(含S0.0025%)在模拟压水堆一回路290℃高温高压水质环境中的应力腐蚀破裂(SCC)及力学行为。电位范围从-720～+400 mV(SHE),模拟从低氧含氢的理...; 关键词：压水堆核电厂低合金钢高温水电极电位应力腐蚀破裂(SCC) 动态应变时效

堆芯晚期注水对一回路压力的影响分析被引量：1: 《核动力工程》2011年第3期1-5,共5页陶俊曹学武; 国家基础研究项目(2009CB724301); 分析典型的1000 MW级压水堆核电厂在高压严重事故序列下,堆芯晚期注水对压力容器失效时一回路压力的影响。分析结果表明,在开启1列稳压器卸压阀的情况下,稳压器波动管可能会在压力容器失效之前发生蠕变失效使一回路被动卸压,堆芯晚期注...; 关键词：压水堆核电厂堆芯晚期注水熔融物高压喷射安全壳直接加热

核电厂严重事故下卸压对氢气产生的影响分析被引量：1: 《原子能科学技术》2011年第1期40-43,共4页陶俊李京喜佟立丽曹学武; 国家重点基础研究发展计划资助项目(2009CB724301); 研究了1 000MWe压水堆核电厂在典型的高压严重事故序列下卸压对氢气产生的影响。分析结果表明,开启1列、2列和3列卸压阀进行一回路卸压均会在堆芯熔化进程的3个阶段导致氢气产生率的明显增大:1)堆芯温度1 500～2 100K;2)堆芯温度2 500～...; 关键词：压水堆核电厂全厂断电事故卸压氢气产生率

压水堆核电厂LOFW始发严重事故下堆腔注水措施影响因素分析: 《原子能科学技术》2008年第B09期132-136,共5页苑景田佟立丽曹学武武铃珺; 国家科技部"973"资助项目(2009CB724300); 针对900 MW级压水堆核电厂,采用一体化严重事故分析工具,对主给水丧失(LOFW)始发事件叠加辅助给水失效严重事故下,采取堆腔注水(ERVC)缓解措施的事故进程进行模拟,对该措施缓解堆芯熔化进程、保持压力容器完整性的有效性进行分析验证,...; 关键词：主给水丧失堆腔注水压力容器完整性严重事故

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