反应堆压力容器螺栓法兰连接设计与改进 被引量：16

1

作者 周高斌 罗英 +4 位作者 邱天 张亚斌 王小彬 曾鹏 谢国福 《压力容器》 2014年第3期70-76,共7页

反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RP... 反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RPV为例,对主螺栓与法兰螺孔的设计进行分析和讨论,并结合核电厂安装及运行中出现的典型螺纹损伤案例,对螺纹损伤原因进行分析,最后对螺栓法兰设计提出改进建议,以减少RPV主螺栓和螺孔螺纹损伤事故,降低螺纹损伤的风险。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 主螺栓 螺孔 螺纹损伤 改进

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反应堆压力容器60年设计寿命研究 被引量：14

2

作者 邱天 罗英 +1 位作者 马姝丽 周高斌 《压力容器》 2013年第4期18-22,50,共6页

反应堆压力容器是压水堆核电厂的关键设备之一,其设计寿命是核电厂寿命的关键因素。从反应堆压力容器的材料、结构设计和在役监督等方面,通过对比分析M310,CNP1000,AP1000和EPR等堆型反应堆压力容器设计,对影响其60年设计寿命的因素进... 反应堆压力容器是压水堆核电厂的关键设备之一,其设计寿命是核电厂寿命的关键因素。从反应堆压力容器的材料、结构设计和在役监督等方面,通过对比分析M310,CNP1000,AP1000和EPR等堆型反应堆压力容器设计,对影响其60年设计寿命的因素进行探讨,同时结合国内反应堆压力容器制造情况,提出满足反应堆压力容器60年设计寿命的一些优化措施。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 60年设计寿命 材料 结构设计 在役监督

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基于辐照脆化的反应堆压力容器60年设计寿命改进分析 被引量：5

3

作者 邱天 罗英 +2 位作者 马姝丽 周高斌 李长香 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第S1期103-108,115,共7页

反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素。本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响... 反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素。本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响因素进行探讨,提出可在国内自主研发与制造的二代改进型及三代核电上实施的满足RPV 60年设计寿命的几项优化措施。 展开更多

关键词 反应堆压力容器(RPV) 辐照脆化 60年设计寿命 改进分析

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电熔增材制造反应堆压力容器用16MND5钢的组织与力学性能 被引量：5

4

作者 王小彬 张亚斌 +4 位作者 谢常胜 周高斌 许斌 严连菊 何西扣 《金属热处理》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期141-145,共5页

采用电熔增材制造技术打印了反应堆压力容器16MND5钢环件,并对其周向不同位置处的组织和性能进行了分析。结果表明:电熔增材制造反应堆压力容器16MND5钢环件的力学性能都满足RCC-M核电规范要求,强度和塑性均匀,没有明显尺寸效应,位错强... 采用电熔增材制造技术打印了反应堆压力容器16MND5钢环件,并对其周向不同位置处的组织和性能进行了分析。结果表明:电熔增材制造反应堆压力容器16MND5钢环件的力学性能都满足RCC-M核电规范要求,强度和塑性均匀,没有明显尺寸效应,位错强化和弥散强化的综合作用使得材料的整体强度很高。周向3个位置的-20℃、0℃和20℃平均冲击吸收能量方差计算结果表明,在0℃时的平均冲击吸收能量没有明显的尺寸效应,而在-20℃和20℃时的平均冲击吸收能量有明显的尺寸效应,这与大尺寸铁素体或多边形状铁素体的存在,易成为裂纹扩展的通道有关。大量细小均匀分布的碳化物存在对冲击韧性有益,细晶强化作用显著提高材料的韧性,消除混晶则在现有的基础上进一步提升材料的冲击韧性。 展开更多

关键词 电熔增材制造 反应堆压力容器 16MND5钢 力学性能 组织

原文传递

热老化对电熔增材16MND5钢组织和力学性能的影响 被引量：2

5

作者 周高斌 谢常胜 +7 位作者 罗英 何西扣 董元元 宋丹戎 许斌 杨敏 陈海波 沈月音 《电焊机》 2019年第4期67-72,共6页

将电熔增材制造反应堆压力容器16MND5钢在450℃下时效至3 000 h,通过力学性能测试和组织观察,分析老化时间对其组织和力学性能的影响。研究结果表明:随着热老化时间的延长,试样的抗拉强度和屈服强度分别提高5 MPa和6 MPa,断后伸长率和... 将电熔增材制造反应堆压力容器16MND5钢在450℃下时效至3 000 h,通过力学性能测试和组织观察,分析老化时间对其组织和力学性能的影响。研究结果表明:随着热老化时间的延长,试样的抗拉强度和屈服强度分别提高5 MPa和6 MPa,断后伸长率和断面收缩率保持不变;试样的裂纹稳定扩展能量W_(p1)降低,导致裂纹扩展能量W_p降低,从而使总的冲击能量W_t降低47 J;长时热老化前后组织依然为先共析铁素体和粒状贝氏体。 展开更多

关键词 电熔增材制造 热老化 裂纹稳定扩展能量 粒状贝氏体

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反应堆压力容器保温层辐射屏蔽组件传热计算分析及屏蔽材料试验研究 被引量：1

6

作者 邱阳 李玉光 +4 位作者 周高斌 谢国福 张尚林 胡甜 王晓童 《装备环境工程》 CAS 2022年第5期140-148,共9页

目的确保华龙一号HPR1000反应堆压力容器保温层辐射屏蔽组件在运行工况下的可靠性、安全性以及能够有效执行其功能。方法采用基于传热理论结合经验公式的理论计算方法,以及流固耦合的有限元仿真分析,对辐射屏蔽组件的运行温度进行计算... 目的确保华龙一号HPR1000反应堆压力容器保温层辐射屏蔽组件在运行工况下的可靠性、安全性以及能够有效执行其功能。方法采用基于传热理论结合经验公式的理论计算方法,以及流固耦合的有限元仿真分析,对辐射屏蔽组件的运行温度进行计算。针对屏蔽材料在受热状态下的性质变化,进行一系列的热态性质试验。结果理论计算方法得到的结果为163.36~168.74℃,有限元仿真分析得到的结果为236.85~266.85℃,两者偏差约100℃。对造成该种差异的原因进行了分析,发现仿真分析方法得到的结果的置信度更高。屏蔽材料在受热状态下,其体积膨胀率可达到38.82%,而当屏蔽材料受热超过其温度限值204℃后,将出现明显的粉化等物理状态恶化的趋势。结论流固耦合的有限元仿真分析方法更适用于辐射屏蔽组件的传热过程计算,同时获取了屏蔽材料物理性状受热变化趋势,对屏蔽组件的选材及结构设计具有指导意义。 展开更多

关键词 反应堆压力容器保温层 辐射屏蔽材料 硼硅树脂 传热计算 仿真分析 热态性质试验

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安全端镍基焊材焊接缺陷敏感性研究 被引量：1

7

作者 马姝丽 罗英 +3 位作者 王昫心 周高斌 张亚斌 邱天 《电焊机》 2019年第4期133-137,共5页

反应堆压力容器接管安全端焊缝为异种金属焊缝,使用690合金过渡连接低合金钢与不锈钢,制造过程中690焊材易产生微裂纹、未熔合和氧化物夹杂等缺陷。通过分析缺陷产生机理并结合实际制造情况,研究化学成分、焊接方法、工艺参数、辅助工... 反应堆压力容器接管安全端焊缝为异种金属焊缝,使用690合金过渡连接低合金钢与不锈钢,制造过程中690焊材易产生微裂纹、未熔合和氧化物夹杂等缺陷。通过分析缺陷产生机理并结合实际制造情况,研究化学成分、焊接方法、工艺参数、辅助工艺措施以及坡口结构等对690镍基焊材焊接缺陷敏感性的影响。结果表明,合理控制合金元素含量可达到降低结晶裂纹敏感性的目的;适当减少焊接热输入,避免熔池过热,可降低裂纹和未熔合敏感性;控制坡口收缩变形,能够避免对焊接质量的不利影响。 展开更多

关键词 INCONEL 690焊材 安全端 焊接缺陷

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支撑华龙一号严重事故缓解研发设计和安全评审——华龙一号严重事故堆芯熔融物策略研究与试验验证 被引量：1

8

作者 刘昌文 朱大欢 +3 位作者 吴清 张震 周高斌 杜娟 《科技成果管理与研究》 2021年第4期58-61,共4页

发生堆芯熔化的严重事故是核电厂大量放射性释放的根本原因,熔融物堆内滞留(IVR)措施是"华龙一号"对抗堆芯熔化严重事故的关键策略.在反应堆熔化后实现熔融物在下封头内冷却与滞留,在极端事故下保持压力容器的完整性,将放射... 发生堆芯熔化的严重事故是核电厂大量放射性释放的根本原因,熔融物堆内滞留(IVR)措施是"华龙一号"对抗堆芯熔化严重事故的关键策略.在反应堆熔化后实现熔融物在下封头内冷却与滞留,在极端事故下保持压力容器的完整性,将放射性包容在压力容器内,从而大幅降低大量放射性释放的可能性,是应对类似日本"福岛"等极端核事故的关键手段. 展开更多

关键词 严重事故缓解 大量放射性释放 安全评审 熔融物 核事故 华龙一号 研发设计 堆芯熔化

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反应堆压力容器筒体保温层结构间隙对保温效果的影响分析 被引量：1

9

作者 张亚斌 邱天 +2 位作者 罗英 李玉光 周高斌 《科技视界》 2020年第15期106-112,共7页

评价金属保温层热性能的经验公式方法,对于保温层支承结构和保温层间隙超差问题难以实现有效评价。使用ANSYS Fluent软件对华龙一号筒体保温结构开展仿真分析,分析存在一定热态间隙情况下的漏流情况,间隙越大,漏流量占入口风量的比例就... 评价金属保温层热性能的经验公式方法,对于保温层支承结构和保温层间隙超差问题难以实现有效评价。使用ANSYS Fluent软件对华龙一号筒体保温结构开展仿真分析,分析存在一定热态间隙情况下的漏流情况,间隙越大,漏流量占入口风量的比例就越大;基于间隙漏流量计算结果,进一步分析间隙尺寸和入口风量等泄热敏感参数对筒体保温结构的传热影响,提出保温结构设计中降低间隙泄热影响的措施。 展开更多

关键词 压力容器 筒体保温层 结构间隙 保温效果

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Z3CN20.09M不锈钢热老化-低周疲劳性能研究

10

作者 周高斌 王小彬 +5 位作者 吴璇 于敦吉 张喆 陈海波 张亚斌 马姝丽 《热加工工艺》 北大核心 2019年第8期219-221,225,共4页

研究了Z3CN20.09M不锈钢在热老化1000、6000、10000和30000 h后在350℃下的低周疲劳性能。结果表明,应变幅值较低(0.3%、0.4%)的条件下,热老化时长对Z3CN20.09M不锈钢的低周疲劳寿命影响不是十分显著,但在应变幅值较高(0.6%、0.8%)的条... 研究了Z3CN20.09M不锈钢在热老化1000、6000、10000和30000 h后在350℃下的低周疲劳性能。结果表明,应变幅值较低(0.3%、0.4%)的条件下,热老化时长对Z3CN20.09M不锈钢的低周疲劳寿命影响不是十分显著,但在应变幅值较高(0.6%、0.8%)的条件下,热老化时长对疲劳寿命的影响较为明显。采用Basquin-Manson-Coffin模型对Z3CN20.09M不锈钢在350℃下的低周疲劳寿命进行预测,疲劳寿命在两倍寿命分散带内,可适用于350℃下Z3CN20.09M不锈钢的低周疲劳寿命预测。 展开更多

关键词 不锈钢 热老化 高温 低周疲劳 疲劳寿命预测

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反应堆压力容器不锈钢焊接中铁素体的控制

11

作者 张亚斌 罗英 +2 位作者 周高斌 李长香 王小彬 《一重技术》 2014年第4期22-25,共4页

对不锈钢焊缝的凝固模式以及铁素体对焊缝质量的影响进行分析，结果表明不锈钢焊缝中的铁素体含量决定了焊缝的凝固模式。当铁素体数FN在5~20之间时，可以防止凝固裂纹沿晶粒边界的扩展。由此提出控制不锈钢焊材化学成分的方法，可避免... 对不锈钢焊缝的凝固模式以及铁素体对焊缝质量的影响进行分析，结果表明不锈钢焊缝中的铁素体含量决定了焊缝的凝固模式。当铁素体数FN在5~20之间时，可以防止凝固裂纹沿晶粒边界的扩展。由此提出控制不锈钢焊材化学成分的方法，可避免或减少不锈钢凝固裂纹的产生。经过对多种铁素体测量方法的综合分析，建议采用化学计算和磁性测定相结合的方法进行测定。 展开更多

关键词 铁素体含量 控制 反应堆压力容器 不锈钢 焊接

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热处理参数对电熔增材材料EAM16MND5组织和力学性能的影响

12

作者 张亚斌 严连菊 +6 位作者 罗英 杨敏 李利军 周高斌 陈海波 于海波 沈月音 《电焊机》 2019年第4期211-215,共5页

从消除应力热处理循环次数、热处理保温温度、热处理保温时间和热处理类别4个因素考虑,研究了8种不同的热处理工艺条件下电熔增材制造材料EAM 16MND5强度、冲击韧性和微观组织的变化情况。材料内部应力对材料强度的影响较大,在消除应力... 从消除应力热处理循环次数、热处理保温温度、热处理保温时间和热处理类别4个因素考虑,研究了8种不同的热处理工艺条件下电熔增材制造材料EAM 16MND5强度、冲击韧性和微观组织的变化情况。材料内部应力对材料强度的影响较大,在消除应力后,不同的热处理循环次数、热处理温度对材料强度影响较小;模拟焊后热处理时间对材料强度影响较小,但是对冲击韧性的影响较大,且经过两次消应力热处理循环的材料冲击性能优于一次消应力热处理的材料;消应力热处理和模拟焊后热处理过程中,碳化物有向晶界扩散、并在晶界聚集的倾向。 展开更多

关键词 电熔增材 热处理 参数 性能

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反应堆压力容器筒体及接管整体集成锻件成型方案研究 被引量：1

13

作者 王昫心 胡杰 周高斌 《科技视界》 2022年第30期40-43,共4页

受限于国内工业生产能力和锻件生产水平,目前核电上反应堆压力容器的筒体部分一般为多个锻件或锻件集合组焊而成的锻焊结构。多个锻件组焊而成的筒体结构会增加了焊缝区域,增加了产生缺陷的风险,同时制造速度和材料利用率较低,增加了制... 受限于国内工业生产能力和锻件生产水平,目前核电上反应堆压力容器的筒体部分一般为多个锻件或锻件集合组焊而成的锻焊结构。多个锻件组焊而成的筒体结构会增加了焊缝区域,增加了产生缺陷的风险,同时制造速度和材料利用率较低,增加了制造成本。通过锻件有效集成整合已成为提高设备安全性、可靠性的主要技术途径之一。反应堆压力容器筒体及接管整体集成锻件是指将筒体法兰-接管段、进/出口接管、堆芯筒体集成一体化的整体锻件。不同于目前成熟的锻造成型方案,为避免因锻造辅具或锻造工艺不合理造成的预制毛坯流线紊乱,需要专门针对一体化整体集成锻件结构设计锻造辅具与成型方案,并通过数值模拟进行不断优化,验证该锻件成型方案可行性的同时,对优化实际制造工艺同样具有重要的理论指导意义。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 集成锻件 成型工艺

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