会议论文《反应堆压力容器60a设计寿命研究中力学性能分析》探讨了核反应堆压力容器在60年设计寿命内的力学性能变化。文章通过数值模拟和实验数据，分析了材料在长期服役条件下的强度、韧性及疲劳特性，为确保核设施安全运行提供了理论依据和技术支持。
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