其中,试验方法类标准首批发布4项,包括《核电厂金属材料高温高压水中划伤再钝化试验方法》《核电厂金属材料高温高压水腐蚀疲劳试验方法》《核电厂金属材料高温高压水中应力腐蚀裂纹扩展试验方法》和《核电厂金属材料高温高压水中电化学试验方法》。 腐蚀是影响核电站安全可靠运行的最主要因素。...
其中,试验方法类标准中首批发布共4项:《核电厂金属材料高温高压水中划伤再钝化试验方法》(T/CNS 3-2018)、《核电厂金属材料高温高压水腐蚀疲劳试验方法》(T/CNS 4-2018)、《核电厂金属材料高温高压水中应力腐蚀裂纹扩展试验方法》(T/CNS 5-2018)和《核电厂金属材料高温高压水中电化学试验方法》(T/CNS 6-2018),均由中国科学院金属研究所与中科院核用材料与安全评价重点实验室牵头编制...
核电厂堆芯损伤评价方法 2023-02-0194GB/T 41584-2022 压水堆核电厂装料前热态性能试验要求 压水堆核电厂装料前热态性能试验要求...
目前,具有代表性的第三代核电技术大致有6种堆型。分别是美国西屋电气公司的先进非能动压水堆(AP1000)、法国阿海珐公司的欧洲压水堆(EPR)、美国通用电气公司的先进沸水堆(ABWR)和经济简化型沸水堆(ESBWR)、日本三菱公司的先进压水堆(APWR)和韩国电力工程公司的韩国先进压水堆(APR1400)。我国自主设计的CAP1400和“华龙一号”也是三代核电技术。 ...
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