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核电厂核岛设备在役检查可达性设计分析与应用 被引量:2

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摘要 在核电厂运行寿命期内,应对核安全1,2,3级承压部件及支承件进行定期检验,以便及时发现新产生的缺陷和跟踪已知缺陷的扩展,并判断它们对核电厂安全运行是否可以接受。多项法规标准均要求在核岛机械设备设计阶段充分考虑在役检查可达性要求。通过介绍AP1000核电厂设备在役检查可达性设计的理念、目的及影响因素,为国内核电厂设备在役检查可达性设计提供参考和建议。
作者 杨浩
出处 《设备管理与维修》 2016年第7期15-17,共3页 Plant Maintenance Engineering
  • 相关文献

参考文献2

  • 1朱继洲,俞保安.核电站在役检查[J].核动力工程,1983,(5):46-52.
  • 2ASMEB00011-1998.核电站组件在役检查规则[s].1998.

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引证文献2

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