我国核电厂反应堆压力容器堆芯区用锻件标准的差异分析和融合建议

我国核电厂反应堆压力容器堆芯区用锻件标准的差异分析和融合建议

论文摘要

文章调研了国外关于核1级设备所用的16MND5(RCC-M)和SA-508Gr.3 Cl.1(ASME)两种材料标准的对比研究工作情况,梳理分析了我国现有的关于压水堆核电厂反应堆压力容器堆芯区用Mn-Ni-Mo锻件的两份标准NB/T 20006.1和NB/T 20006.36之间存在的具体技术差异,为标准融合提出了可行方案。

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文章来源

类型: 期刊论文

作者: 吴飞飞,张宏伟,梁雪元

关键词: 反应堆压力容器,锻件,标准,融合

来源: 核标准计量与质量 2019年04期

年度: 2019

分类: 工程科技Ⅱ辑

专业: 核科学技术,电力工业

单位: 核工业标准化研究所

分类号: TL351.6;TM623

页码: 13-18

总页数: 6

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我国核电厂反应堆压力容器堆芯区用锻件标准的差异分析和融合建议
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