典型文献
压水堆核电厂设备疲劳监测系统开发及关键技术研究
文献摘要：
2007年美国核管会(NRC)颁布的RG 1.207明确表示,新建核电厂需考虑轻水堆(LWR)一回路水环境对设备疲劳性能的影响,2018年NRC发布了1版的RG 1.207,不仅要求新建核电厂须考虑LW R水环境对疲劳性能的影响,在老电厂申请许可证延续时也须考虑LW R水环境对疲劳性能的影响,并在其技术支持报告NUREG/CR-6909中给出了环境疲劳修正因子(Fen)的评价方法.国家核安全局(NNSA)颁发建造许可证时提出的建造许可(CP)条件也要求在设计阶段考虑环境影响疲劳(EAF)问题.为了满足AP1000依托项目对疲劳监测系统的工程需要,本文在原有电厂承压设备疲劳寿命监测装置和波动管热分层温度测量技术的基础上提出了一种能够满足RG 1.207导则的核电厂一回路设备及管道的疲劳监测方案,研制了具有完全自主知识产权的核电厂承压设备和管道集成化疲劳诊断和监测系统FAMOLES,并已应用于AP1000依托项目的三门1号机组及海阳1号和2号机组.
文献关键词：
疲劳监测系统;压水堆核电厂;环境影响疲劳;疲劳分析;RG1.207
中图分类号：
作者姓名：
李岗;沈睿;刘畅;邓晶晶;沈小要;贺寅彪;梁兵兵
作者机构：
上海核工程研究设计院有限公司,上海 200233
文献出处：
引用格式：
[1]李岗;沈睿;刘畅;邓晶晶;沈小要;贺寅彪;梁兵兵-.压水堆核电厂设备疲劳监测系统开发及关键技术研究)[J].核科学与工程,2022(04):808-815
A类：
NNSA,环境影响疲劳,FAMOLES
B类：
压水堆核电厂,电厂设备,疲劳监测系统,系统开发,关键技术研究,美国核管会,NRC,轻水,LWR,一回路,疲劳性能,求新,许可证延续,NUREG,CR,修正因子,Fen,核安全,安全局,颁发,CP,设计阶段,EAF,AP1000,承压设备,疲劳寿命,监测装置,波动管,热分层,分层温度,温度测量,测量技术,导则,监测方案,自主知识产权,集成化,三门,海阳,疲劳分析,RG1
AB值：
0.358601
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