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为了确定AP1000技术反应堆安全壳用40 mm厚度规格SA-738Gr.B钢板热处理工艺,研究了不同淬火保温时间和回火保温时间对钢板组织和力......
AP1000核电厂钢制安全壳(CV)施工过程中与核岛土建、安装深度交叉,对安全、质量和进度影响较大。文章通过对AP1000依托化项目钢制安......
简要介绍了三门核电厂AP1000机组二回路凝结水系统,着重评述了凝结水系统的控制对象、控制逻辑与控制特点。......
利用RELAP5/MOD3程序对AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂事故进行了分析。基于最佳估算方法,分析了1~5根蒸汽发生器传热管破裂的工况。......
根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统......
为满足内陆核电厂放射性废液排放标准,在分析AP1000放射性废液来源和放射性废液处理系统的基础上,结合目前国内外成熟的放射性废液......
依据AP1000核电项目建筑结构的特殊性,重点叙述了三门核电一期核岛项目中所用自密实混凝土的配比、运输、施工方法、浇筑区域、养......
APl000作为第三代先进核电,采用非能动堆芯冷却系统(PXS)与自动卸压系统(ADS)来缓解小破口失水事故。与常规压水堆电厂相比,APl000应对小......