提出了通过控制扁平绕带压力容器钢带预应力来控制容器筒体应力分布的寻优设计法。
中子辐照引起的核反应堆压力容器钢中*的晶间偏析是导致核反应堆压力容器脆*断裂的主要因素之一。
本文提出了预测核反应堆压力容器钢中杂质元素(主要是*)晶间非平衡偏析的溶质拖拽模型,并且与速率理论模型进行了对比。
提出了通过控制扁平绕带压力容器钢带预应力来控制容器筒体应力分布的寻优设计法。
中子辐照引起的核反应堆压力容器钢中*的晶间偏析是导致核反应堆压力容器脆*断裂的主要因素之一。
本文提出了预测核反应堆压力容器钢中杂质元素(主要是*)晶间非平衡偏析的溶质拖拽模型,并且与速率理论模型进行了对比。