溫　爽　李鐵萍　李聰新　高新力

（環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心　北京　100082）

熔融物堆內(nèi)滯留條件下壓力容器變形

溫爽李鐵萍李聰新高新力

（環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心北京100082）

熔融物堆內(nèi)滯留（In-Vessel Retention, IVR）已經(jīng)成為第三代反應(yīng)堆一項(xiàng)關(guān)鍵的嚴(yán)重事故緩解策略，而壓力容器外部冷卻（External Reactor Vessel Cooling, ERVC）技術(shù)則是保證IVR得以成功實(shí)施的關(guān)鍵。當(dāng)發(fā)生堆芯熔化時(shí)，高溫熔融物對(duì)壓力容器（Reactor Pressure Vessel, RPV）下封頭的熱沖擊會(huì)導(dǎo)致RPV壁面和由其構(gòu)成的外部冷卻通道的形狀發(fā)生變化，使局部傳熱惡化，進(jìn)而造成IVR的失效。因此，有必要對(duì)IVR條件下RPV壁面的變形進(jìn)行研究。本文利用有限元軟件ANSYS對(duì)RPV進(jìn)行了幾何建模、溫度場(chǎng)分析和力學(xué)場(chǎng)分析。結(jié)果表明，在RPV外部實(shí)現(xiàn)冷卻、內(nèi)部實(shí)現(xiàn)泄壓的前提下，壁面變形為13.85?18.75 mm。在1 MPa內(nèi)壓的作用下，高溫蠕變會(huì)使壁面變形隨時(shí)間增大，但其增量有限。熱膨脹是造成壁面變形的主要因素。

熔融物堆內(nèi)滯留，壓力容器外部冷卻，臨界熱流密度，外部冷卻通道

作為緩解嚴(yán)重事故后果的一項(xiàng)重要方案［1］，通過(guò)壓力容器外部冷卻（External Reactor Vessel Cooling, ERVC）以實(shí)現(xiàn)堆內(nèi)熔融物滯留（In-Vessel Retention, IVR）已經(jīng)得到了越來(lái)越廣泛的應(yīng)用。IVR-ERVC依靠自然循環(huán)來(lái)對(duì)反應(yīng)堆壓力容器（Reactor Pressure Vessel, RPV）壁面進(jìn)行冷卻，帶走堆內(nèi)產(chǎn)生的衰變熱，使RPV外壁始終處于較低的溫度，從而保持RPV的結(jié)構(gòu)完整性［1］。當(dāng)發(fā)生堆芯熔化事故時(shí)，冷卻水從下腔室進(jìn)入到RPV外壁面和外部保溫層之間的冷卻通道，對(duì)RPV進(jìn)行冷卻，形成的汽水兩相流從位于保溫層上部的排氣孔排出。

目前，圍繞IVR-ERVC所開(kāi)展的研究主要由兩部分組成：首先是針對(duì)RPV內(nèi)部熔池結(jié)構(gòu)、壁面換熱以及外部冷卻能力分析的研究［2］。其主要目的是保證ERVC的設(shè)計(jì)具有足夠的冷卻能力，能夠迅速帶走堆芯衰變熱，防止RPV發(fā)生壁面熔毀現(xiàn)象。RPV的外部冷卻能力取決于臨界熱流密度（Critical Heat Flux, CHF）：只有當(dāng)RPV外壁面的CHF大于內(nèi)壁面的熱流密度時(shí)，才有可能保證RPV被充分冷卻，而這也是IVR策略成功實(shí)施的必要條件。

其次是針對(duì)高溫條件下RPV壁面蠕變變形所開(kāi)展的力學(xué)研究。其主要目的是分析高溫下的RPV壁面的完整性和包容性。對(duì)IVR-ERVC技術(shù)進(jìn)行研究的最終目的是防止IVR條件下RPV的失效［3］。由于高溫蠕變斷裂是堆芯熔化嚴(yán)重事故下反應(yīng)堆RPV的主要失效模式，因此大多數(shù)與IVR相關(guān)的力學(xué)研究都以高溫蠕變變形為重點(diǎn)。直到現(xiàn)在，對(duì)各種材料高溫蠕變的研究很難完全通過(guò)數(shù)值分析實(shí)現(xiàn)，所以各國(guó)針對(duì)蠕變現(xiàn)象陸續(xù)開(kāi)展了一些試驗(yàn)研究［4］，例如法國(guó)原子能總署（Commissariat a I'energie Atomique, CEA）對(duì)RPV下封頭材料的蠕變和損傷性能進(jìn)行了試驗(yàn)研究［5］；美國(guó)INEEL （Idaho National Engineering and Environmental Laboratory）對(duì)SA533B1鋼開(kāi)展了拉伸和蠕變?cè)囼?yàn)［6］；瑞典和德國(guó)利用RPV縮比模型進(jìn)行IVR失效試驗(yàn)時(shí)得到了多軸蠕變斷裂的試驗(yàn)數(shù)據(jù)［7］；美國(guó)SNL （Sandia National Laboratories）通過(guò)RPV下封頭失效模擬試驗(yàn)測(cè)量出了RPV不同位置上位移與時(shí)間的關(guān)系［8］。

目前，雖然針對(duì)IVR的研究和應(yīng)用大多集中在壓水堆，但也有針對(duì)其他類型核電站開(kāi)展的IVR研究［9］。還有一些綜述性文獻(xiàn)對(duì)堆芯熔化條件下反應(yīng)堆RPV完整性的研究現(xiàn)狀進(jìn)行了總結(jié)和歸納［10］。

1　IVR條件下RPV壁面變形的原因及危害

在嚴(yán)重事故下，雖然IVR-ERVC可以對(duì)RPV外壁面進(jìn)行冷卻，但熔池中的高溫熔融物還是會(huì)把下封頭內(nèi)壁面加熱到很高的溫度，使其產(chǎn)生熱膨脹和高溫蠕變變形。不僅如此，堆芯熔融物還會(huì)使部分壁面溫度超過(guò)材料的熔點(diǎn)溫度，造成壁面的熔毀，這會(huì)大大降低RPV的壁面厚度，進(jìn)一步加劇RPV壁面的變形。

在上述各種因素的共同作用下，RPV外壁面與外部保溫層之間的冷卻通道會(huì)發(fā)生變形（圖1），使CHF與最初的設(shè)計(jì)值之間產(chǎn)生偏差，這就有可能導(dǎo)致局部傳熱惡化并造成IVR的失效。而一旦IVR失效，RPV下封頭就會(huì)被熔穿，其完整性被破壞，進(jìn)而可能造成放射性物質(zhì)的外逸。因此，有必要對(duì)IVR條件下RPV壁面的變形，以及壁面變形對(duì)冷卻通道尺寸的影響進(jìn)行研究。

圖1　外部冷卻通道Fig.1　External coolant channel.

本文以國(guó)內(nèi)某壓水堆核電廠為例，基于該核電廠與IVR-ERVC相關(guān)的設(shè)計(jì)參數(shù)，建立數(shù)值模型并開(kāi)展計(jì)算分析。由于冷卻通道位于RPV外壁面和保溫層之間，且保溫層的形變可以忽略，所以RPV外壁面的位移就成為影響冷卻通道變形的主要因素。

本文首先對(duì)RPV外壁面的溫度場(chǎng)和力學(xué)場(chǎng)進(jìn)行分析，在此基礎(chǔ)上，根據(jù)RPV外壁面各點(diǎn)的位移，計(jì)算出冷卻通道各處的變形大小，為嚴(yán)重事故下RPV外壁面的CHF分析提供必要的輸入?yún)?shù)。

2　計(jì)算模型和輸入

2.1有限元模型和網(wǎng)格劃分

本文對(duì)反應(yīng)堆RPV的建模、網(wǎng)格劃分、溫度場(chǎng)和力學(xué)場(chǎng)的分析都使用通用有限元分析軟件ANSYS。為了控制計(jì)算量，根據(jù)RPV的結(jié)構(gòu)特點(diǎn)及載荷特征，將RPV簡(jiǎn)化為二維軸對(duì)稱模型。為了保證計(jì)算質(zhì)量，本文主要使用四邊形結(jié)構(gòu)化網(wǎng)格，也有少量的三角形網(wǎng)格，網(wǎng)格尺寸約為4mm。

雖然研究對(duì)象主要是與熔池接觸的RPV下封頭部分，但作用在下筒體上的載荷也會(huì)對(duì)計(jì)算結(jié)果產(chǎn)生影響，因此對(duì)下筒體部分也進(jìn)行了建模。

數(shù)值分析采用間接法，分兩步分別對(duì)溫度場(chǎng)和力學(xué)場(chǎng)進(jìn)行分析：

第一步是溫度場(chǎng)分析，采用可以進(jìn)行熱分析的PLANE67單元，計(jì)算在最不利工況下RPV壁面的溫度分布。根據(jù)溫度場(chǎng)的計(jì)算結(jié)果判斷是否發(fā)生壁面熔化現(xiàn)象，并根據(jù)熔毀后的剩余壁面厚度重新對(duì)RPV進(jìn)行建模。

第二步是RPV外壁面的力學(xué)分析。這一步需要考慮到高溫下熱膨脹和蠕變等現(xiàn)象的影響，因此需要將單元類型轉(zhuǎn)化為可以進(jìn)行蠕變分析的PLANE42單元。根據(jù)RPV外壁面各點(diǎn)的位移計(jì)算結(jié)果，可以推導(dǎo)出冷卻通道的變形量，作為RPV外壁面CHF研究的輸入，為更加準(zhǔn)確地評(píng)估RPV外壁面冷卻能力提供幫助。

2.2邊界條件和載荷

本研究中施加的熱學(xué)邊界條件和載荷包括：

1） 在RPV外壁面施加400 K溫度約束。這個(gè)溫度約束考慮到水的沸點(diǎn)溫度和過(guò)熱度，并保守地假設(shè)內(nèi)壁面熱流密度等于外壁面臨界熱流密度，壁面溫度不會(huì)降低。如果內(nèi)壁面熱流密度大于外壁面CHF，壁面溫度就會(huì)不斷升高造成RPV被熔穿。

2） 在RPV內(nèi)壁面輸入熱流密度包絡(luò)曲線。RPV內(nèi)壁面熱流密度和事故序列有關(guān)，相同事故序列下熱流密度曲線也會(huì)隨時(shí)間發(fā)生變化。本文采用最嚴(yán)重事故工況中最不利時(shí)刻的熱流密度曲線（圖2）。圖2中，0°為RPV下封頭最底部，90°為下封頭和下筒體過(guò)渡區(qū)，而90°以上為RPV下筒體。

圖2　壓力容器內(nèi)壁面熱流密度Fig.2　Heat flux of RPV inner wall.

本研究中施加的力學(xué)邊界條件和載荷包括：

1） 在二維模型對(duì)稱軸上施加的對(duì)稱邊界條件，在容器上表面施加沿豎直方向的位移約束。

2） 在RPV外壁面施加冷卻水的壓力。

3） 在RPV內(nèi)壁面施加堆芯熔融物對(duì)壁面的壓力。

4） 在RPV內(nèi)壁面施加1 MPa內(nèi)壓。根據(jù)該核電廠的設(shè)計(jì)，其IVR策略成功的前提之一，就是在堆芯熔化時(shí)，通過(guò)可靠的多極反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)的泄壓系統(tǒng)，將RPV內(nèi)壓降低到1 MPa以下。否則，IVR策略將會(huì)失效。所以，本文在計(jì)算時(shí)將內(nèi)壓設(shè)定IVR成功實(shí)施條件下的最大值1 MPa。

2.3材料參數(shù)

本文所研究的反應(yīng)堆RPV下筒體及下封頭使用的材料牌號(hào)是SA-508 GR.3 CL.2。在美國(guó)機(jī)械工程師協(xié)會(huì)（American Society of Mechanical Engineers, ASME）標(biāo)準(zhǔn)中沒(méi)有高溫下該材料的性能，也沒(méi)有關(guān)于該材料蠕變性能的數(shù)據(jù)。因此，本文利用文獻(xiàn)［11］中相似材料的性能進(jìn)行計(jì)算。

高溫下的材料性能參數(shù)，在計(jì)算中采用文獻(xiàn)［6］中法國(guó)牌號(hào)16MND5鋼（與SA-508 GR.3 CL.2化學(xué)成分幾乎相同）的高溫實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)。

高溫蠕變的參數(shù)，在計(jì)算中采用文獻(xiàn)［11］中SA-533鋼（與SA-508 GR.3 CL.2化學(xué)成分十分相似）的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)。該文獻(xiàn)中使用的蠕變公式如下：

式中：ε˙是應(yīng)變率；σ為應(yīng)力，MPa；t表示時(shí)間，s；1C、2C和3C是蠕變參數(shù)，其值見(jiàn)表1。

3　溫度場(chǎng)分析

在建立全尺寸RPV壁面模型后，將熱學(xué)邊界條件和熱載荷輸入到模型中，就可以求出RPV壁面的溫度場(chǎng)分布。在實(shí)際冷卻過(guò)程中，RPV壁面溫度會(huì)隨著時(shí)間不斷變化。本文采用保守的原則，以整個(gè)過(guò)程中最不利情況下的熱流密度包絡(luò)曲線為輸入，計(jì)算該條件下的穩(wěn)態(tài)溫度場(chǎng)，計(jì)算結(jié)果如圖3所示。

圖3　壓力容器壁面溫度場(chǎng)Fig.3　Temperature fields of RPV.

計(jì)算得到的溫度在許多位置超過(guò)材料的熔點(diǎn)溫度1600K，這些部位會(huì)被熔化并造成RPV壁面變薄。在進(jìn)行力學(xué)計(jì)算時(shí)，壁面厚度變化的影響不能被忽略。本文采取的處理方法是根據(jù)溫度場(chǎng)的計(jì)算結(jié)果對(duì)RPV重新進(jìn)行建模。圖4給出了熔堆前后的RPV有限元模型對(duì)比?？梢钥闯觯糠纸嵌瘸^(guò)80%的壁面厚度被熔毀。

圖4　堆芯熔毀前后的幾何模型Fig.4　Geometric model of RPV before and after core melt.

4　力學(xué)分析

利用新建的RPV模型，在施加力學(xué)邊界條件后，可以得到力學(xué)場(chǎng)的分析結(jié)果。蠕變?cè)斐傻乃苄孕巫冸S時(shí)間不斷發(fā)生變化。計(jì)算時(shí)基于保守的原則，認(rèn)為冷卻時(shí)間為100h，并且在這一過(guò)程中RPV內(nèi)壁面熱流密度不會(huì)下降。由于本文計(jì)算的最終目的是分析RPV壁面膨脹造成的冷卻流道變形，所以，對(duì)流道形狀起直接影響的RPV外壁面位移是重點(diǎn)關(guān)注的結(jié)果。

計(jì)算結(jié)果表明，RPV整體位移最小的時(shí)刻出現(xiàn)在還沒(méi)有產(chǎn)生蠕變的初始時(shí)刻，此時(shí)RPV沿豎直方向膨脹了13.72mm；而位移最大的時(shí)刻則出現(xiàn)在蠕變趨于穩(wěn)定的第100h，此時(shí)RPV膨脹達(dá)到13.85mm。這表明在IVR條件下，內(nèi)壓為1MPa時(shí)，蠕變?cè)斐傻腞PV壁面變形隨時(shí)間不斷增加。

為了進(jìn)行更深入的力學(xué)分析，本文選取三個(gè)典型路徑，如圖5所示。這三個(gè)路徑分別位于下封頭下筒體的過(guò)渡段（Path 1）、下封頭中部發(fā)生熔壁的位置（Path 2）和下封頭底部沒(méi)有發(fā)生熔壁的位置（Path 3）。

圖5　力學(xué)分析路徑Fig.5　Path for mechanical analysis.

圖6是三個(gè)路徑內(nèi)壁和外壁上結(jié)點(diǎn)的Von-Mises應(yīng)力隨時(shí)間變化的曲線。可以看出在所有路徑上，外壁面的應(yīng)力水平都遠(yuǎn)大于內(nèi)壁面，即外壁面承受了大部分的載荷。隨著時(shí)間的推移，蠕變現(xiàn)象使RPV下封頭壁面出現(xiàn)了應(yīng)力松弛，尤其是在初始時(shí)刻最為明顯。而在約50h后，應(yīng)力水平趨于穩(wěn)定。

圖6　Von-Mises應(yīng)力隨時(shí)間的變化（a） 內(nèi)壁面，（b） 外壁面Fig.6　Evolution of Von-Mises stress.（a） Inner wall, （b） Outer wall

應(yīng)力松弛現(xiàn)象產(chǎn)生的原因，需要通過(guò)觀察圖7所示的三個(gè)選定路徑上的環(huán)向應(yīng)力和子午向應(yīng)力分布進(jìn)行解釋（徑向應(yīng)力可以忽略）。

需要說(shuō)明的是低溫下RPV的材料不會(huì)發(fā)生蠕變，只在溫度超過(guò)約670K時(shí)才可能開(kāi)始產(chǎn)生蠕變變形。在IVR條件下，越靠近內(nèi)壁面溫度越高。因此，高溫蠕變只會(huì)出現(xiàn)在內(nèi)壁面溫度超過(guò)670K的高溫區(qū)。處于低溫區(qū)的外壁面不會(huì)產(chǎn)生蠕變變形。由于內(nèi)外壁上應(yīng)力松弛現(xiàn)象產(chǎn)生的原因并不相同，所以需要分別進(jìn)行討論。

圖7中靠近RPV內(nèi)壁面溫度超過(guò)670K的高溫區(qū)幾乎全部處于受壓狀態(tài)。高溫蠕變現(xiàn)象造成的應(yīng)力松弛是圖6（a）中內(nèi)壁結(jié)點(diǎn)上壓應(yīng)力隨時(shí)間降低的原因。

圖7　壓力容器壁面應(yīng)力分布（a） 路徑1，（b） 路徑2，（c） 路徑3Fig.7　Stress distribution of RPV.（a） Path 1, （b） Path 2, （c） Path 3

圖7中處于低溫區(qū)的RPV外壁面大部分處于受拉狀態(tài)。位于低溫區(qū)的外壁面結(jié)點(diǎn)上，不會(huì)產(chǎn)生高溫蠕變?cè)斐傻膽?yīng)力松弛現(xiàn)象。但RPV內(nèi)部應(yīng)力平衡會(huì)導(dǎo)致外壁面上的拉應(yīng)力隨內(nèi)壁面壓應(yīng)力水平而降低。這就是圖6（b）中外壁面結(jié)點(diǎn)上拉應(yīng)力隨時(shí)間減小的原因。

圖7的內(nèi)壁面受壓而外壁面受拉的現(xiàn)象是由內(nèi)外壁面間的溫度梯度造成的：內(nèi)壁面與高溫熔融物接觸，接近熔點(diǎn)溫度1600K；而外壁面與冷卻水接觸，溫度約400K。1200K的溫度梯度導(dǎo)致內(nèi)壁面上的熱膨脹遠(yuǎn)大于外壁面，因此在壁面上產(chǎn)生較大的熱應(yīng)力。在熱應(yīng)力作用下，形成上述內(nèi)壁受壓而外壁受拉的現(xiàn)象。

事實(shí)上，在內(nèi)壓小于1 MPa的情況下，熱應(yīng)力對(duì)RPV整體的力學(xué)場(chǎng)，尤其是對(duì)位移場(chǎng)的影響遠(yuǎn)大于其他載荷（包括高溫蠕變）的作用。通過(guò)表2所示的RPV沿豎直方向整體的變形量可以對(duì)這個(gè)問(wèn)題進(jìn)行說(shuō)明。

表2　壓力容器豎直方向整體變形量Table 2　Total vertical deformation of RPV.

表2表明，只考慮熱膨脹時(shí)，RPV整體沿豎直方向膨脹13.11mm；在此基礎(chǔ)上，考慮內(nèi)壓等載荷的作用后，RPV沿豎直方向多膨脹了0.61mm，達(dá)到13.72mm；而經(jīng)過(guò)100h蠕變后，RPV沿豎直方向繼續(xù)膨脹到了13.85mm，并基本保持穩(wěn)定。由此可見(jiàn)，在IVR條件下，造成RPV變形以及冷卻流道變窄的主要因素是熱膨脹，高溫蠕變斷裂盡管是RPV失效的主要模式，但蠕變變形對(duì)RPV整體變形的影響遠(yuǎn)小于熱膨脹。

RPV外壁和保溫層之間的冷卻通道的變形，可以根據(jù)計(jì)算RPV外壁面沿各角度的膨脹值確定。結(jié)果表明，IVR條件下RPV下封頭變形造成冷卻通道的寬度相比于最初的設(shè)計(jì)值有所降低，縮減值隨位置不同在13.85?18.75mm之間變化，如表3所示。表3中，0°為RPV下封頭底部，90°為下封頭頂部。RPV外壁面與外部保溫層之間的外部冷卻流道的寬度在90?150mm。也就是說(shuō)，IVR條件下RPV外壁面的最大變形大約使外部冷卻流道的寬度尺寸減少了1/10?1/5。

表3　壓力容器壁面最大膨脹量Table 3　Maximum dilatation of RPV.

5　結(jié)語(yǔ)

通過(guò)對(duì)IVR條件下RPV下筒體和下封頭力學(xué)的研究，可以得出以下幾點(diǎn)結(jié)論：

1） 高溫熔池會(huì)造成RPV內(nèi)壁面熔化，并使RPV壁面的厚度顯著降低，部分位置上超過(guò)80%的壁面厚度被熔毀。

2） 盡管熱膨脹不是高溫熔堆事故下RPV的主要失效模式，但對(duì)RPV壁面變形及冷卻通道形狀的影響遠(yuǎn)大于其他因素，包括可能造成斷裂失效的高溫蠕變。

3） 發(fā)生熔堆事故時(shí)，如果能夠成功實(shí)現(xiàn)RPV外部淹沒(méi)，并將內(nèi)部壓力降低到1 MPa以下，那么RPV內(nèi)壁面產(chǎn)生高溫蠕變的區(qū)域大部分處于受壓狀態(tài)，而外壁面沒(méi)有產(chǎn)生高溫蠕變的區(qū)域則處于受拉狀態(tài)。

4） IVR條件下RPV的最大膨脹值（即冷卻通道寬度的最大縮減值）隨角度不同在13.85?18.75mm之間變化。

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Pressure vessel deformation under in-vessel retention condition

WEN ShuangLI TiepingLI CongxinGAO Xinli

（Nuclear and Radiation Safety Center, Ministry of Environmental Protection, Beijing 100082, China）

Background: In-vessel retention （IVR） has become an important severe accident mitigation strategy for advanced light water reactor in recent years. The successful implementation of IVR depends on the external reactor vessel cooling （ERVC） technique. In case of core melt, the bottom head of reactor pressure vessel （RPV） becomes deformed due to the thermal impacts of high temperature, and causes the narrowing of external coolant channel which is the gap between pressure vessel outer wall and insulation layer. This phenomenon could lead to local heat transfer deterioration and then causes the failure of IVR. Purpose: The aim of this paper is to analyze the deformation of reactor pressure vessel under IVR condition. Methods: The thermal and mechanical calculations of reactor pressure vessel are performed by using the finite element methods. This work can be divided into two steps. The first step is the evaluation of the thermal field of RPV, and the second step is the calculation of stress and displacement of RPV based on its temperature fields. Results: The result shows that the maximum vertical deformation of RPV caused by the thermal dilatation is 13.11 mm, while the deformation caused by the other mechanical loads is only about 0.61 mm. After 100-h, the creep leads the vertical deformation increases to 13.85 mm from 13.72 mm. The size reduction of external coolant channel due to the reactor pressure vessel deformation is between 13.85 mm and 18.75 mm. Conclusion: With internal pressure of 1 MPa, the deformation of reactor pressure vessel produced by high temperature creep increases as time increases, but the value remains small. The thermal dilatation is the most important factor of the reactor pressure vessel deformation under IVR condition.

IVR, ERVC, Critical heat flux （CHF）, External coolant channel

GAO Xinli, E-mail: laborforce@163.com

TL351+.6

10.11889/j.0253-3219.2016.hjs.39.100603

國(guó)家科技重大專項(xiàng)課題（No.2013ZX06002001-003）資助

溫爽，男，1984年出生，2012年于法國(guó)蒙彼利埃第二大學(xué)獲博士學(xué)位，研究領(lǐng)域是核電廠設(shè)備力學(xué)分析

高新力，E-mail: laborforce@163.com

Support by National Science and Technology Major Project （No.2013ZX06002001-003）First author: WEN Shuang, male, born in 1984, graduated from University of Montpellier 2 （France） with a doctoral degree in 2012, focusing on mechanical analysis of equipment in nuclear power plants

2016-03-28，

2016-06-16