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M310和AP1000核电站用涂料性能指标对比 被引量:4

Comparison Analysis on Technical Specification of Coatings Used in AP1000 and M310 Nuclear Power Plants
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摘要 AP1000核电站是第三代核电技术,M310核电站是二代加核电技术,其各个部位都需要涂层进行防护。由于堆型的不同,对涂层的要求也不尽相同。本研究将M310和AP1000这2种堆型核电站用涂料的性能指标进行对比,由于AP1000核电站为美国西屋公司的技术,技术条件在不断变化和升版,其AP1000核电站用涂料的技术条件也在不断变化,最终以升版后的技术条件为准。 AP1000 nuclear power plant is the third generation nuclear technology and M310 nuclear power plant is the second + generation nuclear technology. And all the structure parts of the plants need to be protected by protective coatings. For different types of nuclear reactors, the requirement tor coatings are not the same. In this paper, the teehinical specifica- tion of coatings used in AP1000 and M310 nuclear power plants were compared. Since APIO00 nuclear power plant was imported technology from Westinghouse Corporation, US, in which the technical requirement were changing and upgrading frequently, so as the technical specification for protective coatings. Therefore the final upgraded version of the technical spec- ification will be used as the criterion.
出处 《涂料工业》 CAS CSCD 北大核心 2013年第10期64-68,共5页 Paint & Coatings Industry
关键词 核电站 AP1000 M310 核性能试验 nuclear power plant AP1000 M310 nuclear performance test
  • 相关文献

参考文献13

  • 1中国核电工程有限公司.0426JT0901 B.T.S.9.01福建福清核电厂一期工程核岛厂房涂装技术规格书[S].2008.
  • 2中国核电工程有限公司.0426T105福建福清核电厂1、2号机组核岛机械设备涂装通用技术条件[S].2008.
  • 3上海核工程研究设计院.CAP-GX-VX-601 AP1000内陆核电厂标准设计安全壳容器内外表面防护涂层技术条件[S].2010.
  • 4上海核工程研究设计院.CAP-GX-VX-602 AP1000内陆核电厂标准设计安全壳内金属表面常温防护涂层技术务件[S].2010.
  • 5上海核工程研究设计院.CAP-GX-VX-603 AP1000内陆核电厂标准设计安全壳内金属表面高温防护涂层技术条件[S].2010.
  • 6上海核工程研究设计院.CAP-GX-VX-604 AP1000内陆核电厂标准设计安全壳内混凝土表面防护涂层技术条件[S].2010.
  • 7上海核工程研究设计院.CAP-GX-VX-605 AP1000内陆核电厂标准设计安全壳外辐照控制区金属表面常温防护涂层技术奈件[S].2010.
  • 8上海核工程研究设计院.CAP-GX-VX-606 AP1000内陆核电厂标准设计安全壳外辐照控制区金属表面高温防护涂层技术条件[S].2010.
  • 9上海核工程研究设计院.CAP-GX-VX-607 AP1000内陆核电厂标准设计安全壳外辐照控制区混凝土表面防护涂层技术条件[S].2010.
  • 10上海核工程研究设计院.CAP-GX-VX-608 AP1000内陆核电厂标准设计非辐照控制区室内金属表面常温防护涂层技术条件[S].2010.

同被引文献34

引证文献4

二级引证文献6

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