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Preliminary design for inland nuclear power plants completed
1
作者 Liu Chunsheng 《Electricity》 2010年第2期7-,共1页
The State Nuclear Power Technology Corporation (SNPTC), which is responsible for the development of third-generation nuclear power technology in China, has completed the preliminary designs
关键词 Preliminary design for inland nuclear power plants completed CAP
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Research on the attribution evaluating methods of dynamic effects of various parameter uncertainties on the in-structure floor response spectra of nuclear power plant
2
作者 Li Jianbo Lin Gao +1 位作者 Liu Jun Li Zhiyuan 《Earthquake Engineering and Engineering Vibration》 SCIE EI CSCD 2017年第1期47-54,共8页
: Consideration of the dynamic effects of the site and structural parameter uncertainty is required by the standards for nuclear power plants (NPPs) in most countries. The anti-seismic standards provide two basic m... : Consideration of the dynamic effects of the site and structural parameter uncertainty is required by the standards for nuclear power plants (NPPs) in most countries. The anti-seismic standards provide two basic methods to analyze parameter uncertainty. Directly manually dealing with the calculated floor response spectra (FRS) values of deterministic approaches is the first method. The second method is to perform probability statistical analysis of the FRS results on the basis of the Monte Carlo method. The two methods can only reflect the overall effects of the uncertain parameters, and the results cannot be screened for a certain parameter's influence and contribution. In this study, based on the dynamic analyses of the floor response spectra of NPPs, a comprehensive index of the assessed impact for various uncertain parameters is presented and recommended, including the correlation coefficient, the regression slope coefficient and Tornado swing. To compensate for the lack of guidance in the NPP seismic standards, the proposed method can effectively be used to evaluate the contributions of various parameters from the aspects &sensitivity, acuity and statistical swing correlations. Finally, examples are provided to verify the set of indicators from systematic and intuitive perspectives, such as the uncertainty of the impact of the structure parameters and the contribution to the FRS of NPPs. The index is sensitive to different types of parameters, which provides a new technique for evaluating the anti-seismic parameters required for NPPs. 展开更多
关键词 uncertain parameter floor response spectra (FRS) soil-structure interaction (SSI) seismic analysis andstructural design nuclear power plant (NPP)
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核电站起重机不锈钢起升机构的设计要点
3
作者 李军 《机械管理开发》 2024年第8期117-118,121,共3页
当核电站起重机的吊具需要进入水池内进行操作时,其吊具和起升机构应采用不锈钢材料。介绍了核电站起重机不锈钢丝绳、吊具、起升机构的具体计算方法、材料选择、检验要求和设计细节,分析了采用不锈钢材料对钢丝绳、吊具和起升机构设计... 当核电站起重机的吊具需要进入水池内进行操作时,其吊具和起升机构应采用不锈钢材料。介绍了核电站起重机不锈钢丝绳、吊具、起升机构的具体计算方法、材料选择、检验要求和设计细节,分析了采用不锈钢材料对钢丝绳、吊具和起升机构设计的影响,供核电站起重机设计、制造及相关使用人员参考。 展开更多
关键词 核电站起重机 起升机构 不锈钢 设计要点
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模拟事故工况下非能动核电厂安全相关涂层的可靠性测试及评估方法研究
4
作者 李菲菲 刘晓强 孟凡江 《涂料工业》 CAS CSCD 北大核心 2024年第1期54-58,共5页
安全相关涂层在非能动核电厂中起着重要的作用,涂层的失效会影响核电厂安全系统的功能执行,影响核安全。国内外核监管机构对于在设计基准事故(DBA)工况下涂层系统的可靠性及评估方法非常重视。文章结合非能动核电厂涂层系统的工程应用,... 安全相关涂层在非能动核电厂中起着重要的作用,涂层的失效会影响核电厂安全系统的功能执行,影响核安全。国内外核监管机构对于在设计基准事故(DBA)工况下涂层系统的可靠性及评估方法非常重视。文章结合非能动核电厂涂层系统的工程应用,针对其在DBA下的可靠性及评估方法进行了研究。研究表明:在DBA下非能动核电厂安全相关涂层的可靠性要综合考虑涂层的模拟DBA性能、干膜密度、导热性能等。而非能动核电厂安全相关涂层工程应用,则需从涂层的模拟DBA性能、干膜密度、导热性能、涂层碎片(数量、大小、位置和性能等)以及包络涂层碎片后的碎片裕量等角度进行综合评估,以确定在事故工况下涂层的可靠性,不对系统安全产生影响,保证核电厂更安全、高效和经济性运行。 展开更多
关键词 安全相关涂层 核电厂 可靠性 设计基准事故 涂层碎片
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核电全厂通信系统设备采购管理浅析
5
作者 武志惠 武冠宇 王蕾 《工程建设与设计》 2024年第7期252-254,共3页
核电站全厂通信系统具有种类繁多、数量多、覆盖全厂等特点。目前,通信设备采购在设计、采购、安装单位管理3个方面均存在较多问题,此类问题制约工程进展。针对上述问题,论文从设计、采购、安装管理3个方面提出了工作对策,旨在提高采购... 核电站全厂通信系统具有种类繁多、数量多、覆盖全厂等特点。目前,通信设备采购在设计、采购、安装单位管理3个方面均存在较多问题,此类问题制约工程进展。针对上述问题,论文从设计、采购、安装管理3个方面提出了工作对策,旨在提高采购工作效率,保证设备按时到货,保障现场安装进度。 展开更多
关键词 核电厂 全厂通信系统 设计管理 采购管理 安装管理
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核电站事故环境对环氧涂层理化性能的影响
6
作者 袁冬英 陈植强 +1 位作者 吴丹蕾 陈功名 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2024年第12期1862-1868,共7页
以双酚A型环氧树脂和聚酰胺固化剂为主原料制备了环氧涂层,分别研究了核电站设计基准事故(DBA)和严重事故环境对其理化性能的影响。利用红外光谱(FTIR)对试验后的样品结构进行了对比分析,样品在辐照试验后检测出了苯醌结构的特征吸收峰... 以双酚A型环氧树脂和聚酰胺固化剂为主原料制备了环氧涂层,分别研究了核电站设计基准事故(DBA)和严重事故环境对其理化性能的影响。利用红外光谱(FTIR)对试验后的样品结构进行了对比分析,样品在辐照试验后检测出了苯醌结构的特征吸收峰。采用热重分析仪(TGA)测定了样品试验后的热稳定性参数。通过涂层附着力测试,评价了各试验对碳钢板与环氧涂层黏结强度的影响。结果表明:辐照试验产生苯醌是导致涂层黄变的主要原因;辐照和高温高压处理过程会导致环氧涂层的网络结构重排和断裂,对不同热稳定性参数的影响方向并不完全一致;湿热试验和DBA试验对涂层黏结强度影响较小,而辐照试验和严重事故则会显著降低涂层附着力。 展开更多
关键词 核电站 设计基准事故 严重事故 环氧涂层 辐照试验
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核电仪控系统结构产品模块化设计方法研究
7
作者 单士起 张伟 《自动化博览》 2024年第4期58-61,共4页
核电仪控系统使用的结构产品要求性能稳定可靠,根据历年数十台机组项目实践,笔者提出了适用于核电仪控系统结构产品模块化设计的方法。较之传统设计方法,模块化设计方法重新定义结构产品设计过程,该设计过程是一个已被反复验证的、可靠... 核电仪控系统使用的结构产品要求性能稳定可靠,根据历年数十台机组项目实践,笔者提出了适用于核电仪控系统结构产品模块化设计的方法。较之传统设计方法,模块化设计方法重新定义结构产品设计过程,该设计过程是一个已被反复验证的、可靠的模块化结构进行产品搭建的过程,设计过程中产品在固有的、稳定可靠的模块构成基础上不断迭代优化,使产品性能趋于稳定可靠。使用该方法设计完成的产品在生产制造阶段,会引导供应商从定制加工转向类同化、批量化结构重复加工过程,改变了供应商的制造习惯。本文基于智能制造技术发展趋势,结合相关的法规标准,为解决传统设计方法的缺陷,提出该模块化设计方法。该研究结果为后续核电仪控系统结构产品设计开发提供了技术参考。 展开更多
关键词 核电站 稳定可靠 模块化设计
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核电厂一回路计算机压力控制系统的研发与应用
8
作者 韩立杰 张智源 +3 位作者 詹华斌 刘飞虎 赵晓鹏 梁军 《自动化应用》 2024年第1期59-61,65,共4页
核电机组一回路是核电厂的第二道安全屏障,其可靠性和严密性对于核电安全至关重要。我国几乎所有核电机组进行一回路承压能力和密封测试的压力控制均为手动操作,控制精度低、劳动强度大、压力读数误差大,存在很大的人因失效风险。针对... 核电机组一回路是核电厂的第二道安全屏障,其可靠性和严密性对于核电安全至关重要。我国几乎所有核电机组进行一回路承压能力和密封测试的压力控制均为手动操作,控制精度低、劳动强度大、压力读数误差大,存在很大的人因失效风险。针对该问题,研发了一套计算机控制系统来实现水压试验的自动控制,阐述了该计算机控制系统软、硬件系统设计和实现方案,并介绍了人机交互界面的功能要素和实现形式。结果表明,该系统能很好地完成一回路水压试验过程的自动控制任务。 展开更多
关键词 计算机控制系统 一回路水压试验 核电厂 人机界面 控制器设计
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核电厂蓄电池室防爆设计探讨
9
作者 姜博文 李阳 《智能建筑电气技术》 2024年第5期27-30,共4页
结合铅酸蓄电池产生氢气的原理和蓄电池室发生氢气爆炸的原因,说明蓄电池室防爆设计的必要性,在分析和总结国内外相关标准对蓄电池室防爆设计要求的基础上,讨论蓄电池室是否划分为爆炸危险区域及蓄电池室内不同电气设备的防爆设计要求,... 结合铅酸蓄电池产生氢气的原理和蓄电池室发生氢气爆炸的原因,说明蓄电池室防爆设计的必要性,在分析和总结国内外相关标准对蓄电池室防爆设计要求的基础上,讨论蓄电池室是否划分为爆炸危险区域及蓄电池室内不同电气设备的防爆设计要求,并介绍和分析了国内某核电厂蓄电池室的防爆设计方案及蓄电池室内电气设备防爆要求的合理性。 展开更多
关键词 核电厂 铅酸蓄电池 蓄电池室 防爆设计
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大容量铅酸蓄电池更换装置的研究
10
作者 朱亮亮 钟海全 +1 位作者 卢立军 吴晓虎 《电工技术》 2024年第14期32-35,共4页
蓄电池更换工作,是主线关键路径上的重要维修活动管控环节。单节蓄电池含电解液总重较大,蓄电池组表面光滑无受力点,搬用难度较高,传统拆装及运输方法配合工种多、效率低、投入人力大。针对这些问题,从核电机组铅酸蓄电池的更换标准入手... 蓄电池更换工作,是主线关键路径上的重要维修活动管控环节。单节蓄电池含电解液总重较大,蓄电池组表面光滑无受力点,搬用难度较高,传统拆装及运输方法配合工种多、效率低、投入人力大。针对这些问题,从核电机组铅酸蓄电池的更换标准入手,指出传统铅酸蓄电池更换工作存在的问题,详细阐述了大容量铅酸蓄电池更换装置的设计方案和应用价值。研究表明:该装置起重载荷能力强、装卸效率高,可满足狭小空间内复杂工况的装卸作业需求,能极大提高蓄电池更换的效率和安全性,减少配合工种及人力投入,填补了行业空白,具有较高推广意义。 展开更多
关键词 核电厂 铅酸蓄电池 更换装置 设计 应用价值
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核电站数控起重机起升机构设计
11
作者 邵松涛 王永驹 刘峰 《起重运输机械》 2024年第19期41-46,共6页
文中阐述了核电站数控起重机的产品功能和使用工况,根据数控起重机的工作特点、产品性能和安全性要求,详细介绍了数控起重机起升机构的几种典型设计形式,包括结构组成、功能设置、性能特点、适用工况及安全保障措施等;通过分析这几款典... 文中阐述了核电站数控起重机的产品功能和使用工况,根据数控起重机的工作特点、产品性能和安全性要求,详细介绍了数控起重机起升机构的几种典型设计形式,包括结构组成、功能设置、性能特点、适用工况及安全保障措施等;通过分析这几款典型产品在不同工况要求中的工作具体表现,提出了与之对应的设计建议和设计重点关注项,避免了设计者因不熟悉数控起重机的使用工况而导致的设计错误和不合理。最后,通过介绍这几款在生产过程中工艺要求和加工难点,为设计者编制生产工艺提供参考依据。 展开更多
关键词 核电站数控起重机 起升机构 刚性导柱 设计
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基于MBSE的核电厂应急预案系统的顶层需求分析与接口设计研究
12
作者 方思聪 侯嘉伟 +2 位作者 戴浩 祁蔚 黄尚龙 《电子技术应用》 2024年第10期36-43,共8页
在核电领域,任何意外情况都可能引发严重的后果,因此,制定科学、有效的应急预案系统是保障核电安全不可或缺的一环。作为一种先进的系统工程方法,基于模型的系统工程(MBSE)以其系统化、模型化、可视化的优势,为核电应急预案系统的设计... 在核电领域,任何意外情况都可能引发严重的后果,因此,制定科学、有效的应急预案系统是保障核电安全不可或缺的一环。作为一种先进的系统工程方法,基于模型的系统工程(MBSE)以其系统化、模型化、可视化的优势,为核电应急预案系统的设计与实施提供了新的思路和方法。探讨了MBSE在核电厂应急预案系统设计中的初步应用,分析了核电应急体系的关键要素以确定其与MBSE方法论的契合度,利用MBSE方法论进行了顶层需求的承接。针对应急体系接口问题,构建了核电应急体系各组成部分之间的交互模型。结果表明,MBSE可以提高核电厂应急预案系统设计便利性和开发效率。 展开更多
关键词 基于模型的系统工程 核电厂应急预案 需求分析 接口设计
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AP1000设计基准事故试验热冲击过程数值模拟 被引量:5
13
作者 郑开云 葛磊 +1 位作者 陈功名 王兴平 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期25-31,共7页
针对AP1000核电厂安全级设备鉴定设计基准事故(DBA)模拟试验第1s热冲击过程,构建了过热蒸汽由储汽罐充入试验仓的模型.利用Fluent流体计算软件对瞬态热冲击过程进行了数值模拟,得到试验系统内气体温度、压力、流速、组分质量分数瞬态变... 针对AP1000核电厂安全级设备鉴定设计基准事故(DBA)模拟试验第1s热冲击过程,构建了过热蒸汽由储汽罐充入试验仓的模型.利用Fluent流体计算软件对瞬态热冲击过程进行了数值模拟,得到试验系统内气体温度、压力、流速、组分质量分数瞬态变化过程及其空间分布状态.结果表明:超音速蒸汽射流进入试验仓,经挡板减速并改变方向,与仓内空气混合,同时压缩空气,使仓内介质温度和压力快速上升并达到要求值;试验仓内瞬态压力分布均匀,但温度分布取决于蒸汽的流动,随着蒸汽不断充满试验仓,1s后仓内温度分布趋于均匀;储汽罐释放高温高压过热蒸汽充入试验仓的工艺可以满足DBA试验第1s热冲击试验要求. 展开更多
关键词 AP1000核电厂 设计基准事故试验 热冲击 数值模拟
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压水堆核电厂辐射监测系统的设计与改造 被引量:8
14
作者 张涛 熊国华 +1 位作者 郎玉凯 郭伟 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2011年第8期908-911,915,共5页
辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障,研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则,对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平,减少改造风险至关重要。根据核电厂的法规和设计规范,结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计... 辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障,研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则,对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平,减少改造风险至关重要。根据核电厂的法规和设计规范,结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计与改造经验,提出了压水堆核电厂辐射监测系统的一般设计原则和要求,并简要介绍了大亚湾核电厂辐射监测系统的改造措施及方法。 展开更多
关键词 辐射监测系统 压水堆核电厂 设计与改造
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核电站多功能水下机器人结构设计与分析 被引量:6
15
作者 张小俊 李满宏 +2 位作者 张明路 刘青松 黄晓辰 《机械设计》 CSCD 北大核心 2016年第6期14-20,共7页
研制了一种集监控、打捞功能于一体,可在高辐射、空间狭小、水体呈弱酸性的核电站反应堆水池底部进行作业的核电站多功能水下机器人。结合机器人功能需求,简述了机器人的结构及其特点。针对机械手的工作空间、水作用力分析等设计过程中... 研制了一种集监控、打捞功能于一体,可在高辐射、空间狭小、水体呈弱酸性的核电站反应堆水池底部进行作业的核电站多功能水下机器人。结合机器人功能需求,简述了机器人的结构及其特点。针对机械手的工作空间、水作用力分析等设计过程中的关键问题进行了详细分析,并通过仿真对分析结果进行了验证。样机试验结果表明机器人结构设计合理,能够满足设计要求。 展开更多
关键词 水下机器人 核电站 结构设计 水作用力
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中国核电工程场地设计地震动参数确定相关问题 被引量:6
16
作者 李小军 贺秋梅 侯春林 《中国工程科学》 北大核心 2013年第4期75-82,90,共9页
基于中国核电工程选址和建设的实际工作,探讨了核电工程场地设计地震动参数确定几个环节中的关键问题,包括不同地震危险性分析方法的采用、地震动衰减关系的选取和设计地震动参数的综合取值等。分析了地震动衰减关系不确定性和弥散地震... 基于中国核电工程选址和建设的实际工作,探讨了核电工程场地设计地震动参数确定几个环节中的关键问题,包括不同地震危险性分析方法的采用、地震动衰减关系的选取和设计地震动参数的综合取值等。分析了地震动衰减关系不确定性和弥散地震衰减关系等问题处理方式的变迁,比较分析了地震危险性分析确定性方法中构造地震、弥散地震的计算结果和概率方法计算结果的差异及对设计地震动参数确定的控制作用。研究表明:a.综合考虑地震危险性分析的确定性方法和概率方法的计算结果已成为中国核电工程场地地震安全性评价中确定设计地震动参数的基本思路,其中弥散地震是一个需要特殊考虑的问题;b.确定性方法和概率方法计算结果对场地设计地震动参数的控制作用受区域地震活动性强弱的影响;c.在地震活动性较弱的地区,确定性方法特别是弥散地震计算结果基本上控制着场地设计地震动参数的取值,而在地震活动性相对较强的地区,更倾向于由概率方法计算结果控制。 展开更多
关键词 核电厂 设计地震动 确定性方法 概率方法 地震动衰减关系 弥散地震 不确定性
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核电厂抗震设计谱确定方法分析 被引量:8
17
作者 徐龙军 李爽 谢礼立 《土木工程学报》 EI CSCD 北大核心 2012年第S1期1-8,共8页
抗震设计谱是核电厂抗震设计的主要依据。核电设计谱的表达多采用直线分段式方法,一般由固定的设计谱形与具有一定保证概率的地震动幅值共同组成。简要回顾核电设计谱的发展历程,对核电设计谱的主要确定方法进行比较和分析,探讨统一危... 抗震设计谱是核电厂抗震设计的主要依据。核电设计谱的表达多采用直线分段式方法,一般由固定的设计谱形与具有一定保证概率的地震动幅值共同组成。简要回顾核电设计谱的发展历程,对核电设计谱的主要确定方法进行比较和分析,探讨统一危险性谱在核电抗震应用中的问题。基于近期发生的强震动数据库,按4种设计谱标定方法分别计算设计谱以及反映设计谱稳定性的规准伪速度谱谱比曲线。分析结果表明,基于双规准反应谱的设计谱在速度控制段的谱值明显偏高,直接基于伪速度谱的设计谱标定方法具有稳定性优势。最后,为我国核电设计谱进一步研究工作的开展提出些许看法和建议。 展开更多
关键词 地震动 反应谱 核电厂 抗震设计谱
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非能动核电站安全壳涂层的设计与可靠性分析 被引量:14
18
作者 刘晓强 徐雪莲 +1 位作者 孟凡江 石秀强 《涂料工业》 CAS CSCD 北大核心 2015年第4期74-78,共5页
安全壳用涂层在非能动核电站中起着重要的作用,涂层的失效会影响相关安全系统、设备、构筑物的安全功能以及事故后流体系统的正常运行,进而影响安全停堆。基于非能动核电站的系统功能与特点,着重对安全壳用无机锌涂层的设计特征、性能... 安全壳用涂层在非能动核电站中起着重要的作用,涂层的失效会影响相关安全系统、设备、构筑物的安全功能以及事故后流体系统的正常运行,进而影响安全停堆。基于非能动核电站的系统功能与特点,着重对安全壳用无机锌涂层的设计特征、性能评定、使用寿命及可靠性进行分析论证。论证表明:影响涂层使用寿命的主要原因为施工因素,而核电正常运行环境对涂层的老化影响较小;设计上对涂层提出了充分且合理的技术要求,符合这些要求的无机锌涂层满足60 a预期寿命和系统功能要求。 展开更多
关键词 涂层 无机锌 非能动核电站 安全壳 设计寿命
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核岛结构设计地基场地及计算基底效应研究 被引量:11
19
作者 李小军 侯春林 +1 位作者 戴志军 梅泽洪 《岩土力学》 EI CSCD 北大核心 2015年第8期2201-2208,共8页
针对新型核电工程结构AP1000核岛结构设计地基中的5类非坚硬岩场地,即硬岩场地、软岩场地、上限软-中等土场地、软-中等土场地和软土场地,采用一维土层场地模型开展场地土和计算基底条件对设计地震动影响计算分析。分析中,场地模型的计... 针对新型核电工程结构AP1000核岛结构设计地基中的5类非坚硬岩场地,即硬岩场地、软岩场地、上限软-中等土场地、软-中等土场地和软土场地,采用一维土层场地模型开展场地土和计算基底条件对设计地震动影响计算分析。分析中,场地模型的计算基底剪切波速分别取为700、1 100、2 438 m/s,计算基底输入地震动分别选择基于核电建设相关技术文件和规范规定的反应谱RG1.60谱、AP1000谱和HAD101/01谱(5个阻尼比)合成的人工地震动时程。计算分析表明:非坚硬岩场地会导致场地地震动峰值加速度及频谱特性显著变化,场地越软影响程度越显著;除软土场地外,场地对地震动峰值加速度和反应谱的影响均为放大作用,软土场地对地震动较低频段反应谱有放大作用,但对峰值加速度和较高频段反应谱具有强烈的减小作用;对于各类场地,计算基底及其剪切波速的变化均会导致地表地震动峰值及频谱特性明显甚至显著变化,其影响程度与计算基底剪切波速成正比;随着场地由硬变软,计算基底剪切波速的变化对场地地震动的影响程度大为减小,至软土场地几乎不产生影响。考虑到场地类型及计算基底选取对场地地震动的显著影响,我国核电厂建设引用AP1000标准设计时应合理分析场地的适宜性。 展开更多
关键词 核电厂 AP1000 设计地基 计算基底 场地效应 RG1.60谱 HAD101/01谱
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核电站海水冷却系统的腐蚀与防腐蚀设计 被引量:22
20
作者 刘飞华 任爱 +2 位作者 杨帆 费克勋 白容国 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2007年第6期313-316,共4页
针对滨海核电站海水冷却系统出现的腐蚀事件,讨论了核电站海水冷却系统防腐蚀设计的一些基础性问题,包括设计基准、选材、典型的防腐蚀措施、特殊设备的防腐蚀方案和相关的经验。讨论了因专用防腐蚀系统、设备或部件的老化、寿期及其失... 针对滨海核电站海水冷却系统出现的腐蚀事件,讨论了核电站海水冷却系统防腐蚀设计的一些基础性问题,包括设计基准、选材、典型的防腐蚀措施、特殊设备的防腐蚀方案和相关的经验。讨论了因专用防腐蚀系统、设备或部件的老化、寿期及其失效带来的腐蚀风险。特别提到由于防腐蚀设计不足和施工带来的腐蚀问题。这些问题大多可以在设计和建造阶段解决。呼吁推广现有优秀防腐蚀设计方案。 展开更多
关键词 核电站 海水 腐蚀 设计
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