主要技术内容
本文件适用于高温气冷堆核动力厂反应堆压力容器、热气导管壳体、蒸汽发生器壳体的设计。
Design criteria for the primary circuit pressure vessels of high temperature gas-cooled reactor nuclear power plant
现行
2020-12-31
2021-04-01
T/CNS 44-2020
中国核学会
否
F63
27.120.01 核能综合
D441 电力生产
团体标准
本文件适用于高温气冷堆核动力厂反应堆压力容器、热气导管壳体、蒸汽发生器壳体的设计。
本文件适用于高温气冷堆核动力厂反应堆压力容器、热气导管壳体、蒸汽发生器壳体的设计。
清华大学核能与新能源技术研究院
张征明、何树延
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