期刊文献+
任意字段
题名或关键词
题名
关键词
文摘
作者
第一作者
机构
刊名
分类号
参考文献
作者简介
基金资助
栏目信息
共找到8篇文章
< 1 >
每页显示 20 50 100
已选择0条
导出题录 引用分析
参考文献
引证文献
 统计分析
检索结果
已选文献
显示方式：
M310改进型机组压力容器辐照监督要求及其在高温气冷堆辐照监督中的实践 被引量：4
1
作者 凌礼恭 孙海涛 +1 位作者 高晨 徐宇 《核安全》 2018年第1期6-11,共6页
本文以我国M310改进型机组压力容器辐照监督为研究对象,梳理和分析了适用于压水堆压力容器的辐照监督规范体系。对辐照监督中韧脆转变温度设计曲线、预测公式、辐照监督管与试样设置、抽取计划等技术要点进行了研究和总结。结合标准规... 本文以我国M310改进型机组压力容器辐照监督为研究对象,梳理和分析了适用于压水堆压力容器的辐照监督规范体系。对辐照监督中韧脆转变温度设计曲线、预测公式、辐照监督管与试样设置、抽取计划等技术要点进行了研究和总结。结合标准规范的要求对辐照监督数据的作用和评价方法进行了分析研究和分步演绎。然后基于压水堆辐照监督的要求和堆型特点,重点研究了石岛湾气冷堆辐照监督规范适用性和辐照温度效应的修正等审评中遇到的难点。结论如下,压水堆压力容器辐照监督法规、标准体系较为完善,基于压水堆相关标准的技术原理,结合高温气冷堆的堆芯物理参数的特点,制定高温气冷堆的辐照监督方案是一个可行的思路。 展开更多
关键词 辐照监督 rtndt 中子注量 高温气冷堆
下载PDF
核电用SA508 Gr.3钢RT_(NDT)试验研究分析
2
作者 戴清晨 陈勇 陆戴丁 《中国特种设备安全》 2018年第6期18-22,26,共6页
对核电一级承压设备用钢SA508 Gr.3按ASME和ASTM的相关标准进行落锤和夏比冲击试验,并详细阐述了试验要求和试验过程,确定了试验用材料表层和心部部位的RT_(NDT)值。通过系列温度夏比冲击试验得出KV2-T曲线图,探讨了KV_2-T曲线与T_(NDT... 对核电一级承压设备用钢SA508 Gr.3按ASME和ASTM的相关标准进行落锤和夏比冲击试验,并详细阐述了试验要求和试验过程,确定了试验用材料表层和心部部位的RT_(NDT)值。通过系列温度夏比冲击试验得出KV2-T曲线图,探讨了KV_2-T曲线与T_(NDT)的关系,指出KV_2-T曲线对指导落锤试验的意义。最后利用试验数据对有关断裂韧性预测公式进行了对比分析,为核电用钢种的质量控制和检验检测提供参考依据。 展开更多
关键词 SA508 Gr.3 rtndt 落锤试验 夏比冲击试验 断裂韧性
下载PDF
建议增用主曲线实验方法提高我国核电安全的可靠性 被引量：2
3
作者 杨文斗 《核安全》 2013年第1期1-5,共5页
日本福岛核事故后,各国政府对核电厂的安全更加重视了。提高核电厂安全要求非常重要,予以实现更加重要。毫无疑问,为安全所采取的新措施必须满足标准要求,并被世界公认和各国共同采用后,才会被核电厂接受和推行。本文的建议符合此原则... 日本福岛核事故后,各国政府对核电厂的安全更加重视了。提高核电厂安全要求非常重要,予以实现更加重要。毫无疑问,为安全所采取的新措施必须满足标准要求,并被世界公认和各国共同采用后,才会被核电厂接受和推行。本文的建议符合此原则并在文中说明了原因和根据。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 Charpy-V型样品冲击实验 韧一脆转变温度T_41J RT_NDT 主曲线 参考温度T_0 RT_T0
下载PDF
三代先进非能动型主泵电机碳钢机座材料国产化研究 被引量：1
4
作者 戚彩梦 李雅范 +2 位作者 郑吉伟 张鹏 秦斌 《上海大中型电机》 2015年第3期17-18,23,共3页
评价三代先进非能动型主泵电机碳钢机座材料断裂韧性的指标,即无塑性转变温度要求极高,成为SA 508M Gr.1材料国产化的重点及难点。文章围绕此难点进行了基础研究摸索工艺参数,同时进行了等比例模拟件试制,并针对试制结果进行了分析,总... 评价三代先进非能动型主泵电机碳钢机座材料断裂韧性的指标,即无塑性转变温度要求极高,成为SA 508M Gr.1材料国产化的重点及难点。文章围绕此难点进行了基础研究摸索工艺参数,同时进行了等比例模拟件试制,并针对试制结果进行了分析,总结经验教训,为三代先进非能动型主泵电机碳钢机座材料国产化成功奠定了基础。 展开更多
关键词 rtndt 断裂韧性 淬透性 承压边界
下载PDF
反应堆压力容器材料中子辐照脆化研究 被引量：5
5
作者 孙凯 冯明全 +2 位作者 李国云 吴亚贞 李福荣 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第S1期125-128,共4页
将国产反应堆压力容器(RPV)材料夏比冲击试样及0.5T-CT试样置于高通量工程试验堆中进行中子辐照考验,快中子(E>1 MeV)注量为3.0×10^(19)cm^(-2)。由辐照前后夏比冲击试验得到材料的参考零塑性温度的变化量ΔRT_(NDT)为48℃,由... 将国产反应堆压力容器(RPV)材料夏比冲击试样及0.5T-CT试样置于高通量工程试验堆中进行中子辐照考验,快中子(E>1 MeV)注量为3.0×10^(19)cm^(-2)。由辐照前后夏比冲击试验得到材料的参考零塑性温度的变化量ΔRT_(NDT)为48℃,由辐照前后转变温度区的断裂韧性试验得到材料的参考温度ΔT_0为53℃,辐照脆化效应比较明显。采用由断裂力学方法得到的RT_(T0)代替RT_(NDT)作为表征材料辐照脆化的参数应用于RPV完整性评估,可以进一步挖掘RPV的安全裕量,提高核电厂的经济性。 展开更多
关键词 RPV材料 辐照脆化 Δrtndt ΔT0
原文传递
落锤试验与基准无延性转变温度 被引量：1
6
作者 汤桂荣 吴洁 阚玉琦 《理化检验（物理分册）》 CAS 2006年第8期408-412,共5页
落锤试验是工程领域中对金属材料进行检测和评判的一种重要方法。而国内在试验标准、方法和评判标准等方面与国外均存在差异。为了促进技术交流,介绍了国际通用的落锤试验方法、标准选用、无延性转变温度与基准无延性转变温度的关系以... 落锤试验是工程领域中对金属材料进行检测和评判的一种重要方法。而国内在试验标准、方法和评判标准等方面与国外均存在差异。为了促进技术交流,介绍了国际通用的落锤试验方法、标准选用、无延性转变温度与基准无延性转变温度的关系以及在实际应用中的注意事项。 展开更多
关键词 落锤试验 TNDT(无延性转变温度) rtndt(基准无延性转变温度)
下载PDF
用修正淬透性系数法对反应堆压力容器锻件RTNDT数值的预估
7
作者 马蒙 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第1期122-126,共5页
分析反应堆压力容器(RPV)锻件制造过程中关键化学元素含量及基准无塑性转变温度(RTNDT)数值,通过引入修正淬透性系数,建立了反映RTNDT变化规律的修正淬透性系数函数表达式,并给出了实例验证,结果表明,通过本文建立的修正淬透性系数函数... 分析反应堆压力容器(RPV)锻件制造过程中关键化学元素含量及基准无塑性转变温度(RTNDT)数值,通过引入修正淬透性系数,建立了反映RTNDT变化规律的修正淬透性系数函数表达式,并给出了实例验证,结果表明,通过本文建立的修正淬透性系数函数式可以比较精确地预估RPV锻件的RTNDT值。 展开更多
关键词 反应堆压力容器(RPV) 锻件 修正淬透性系数 基准无塑性转变温度(rtndt)
原文传递
12Cr2Mo1合金钢锻件无延性转变温度RTNDT落锤试验在高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备上的应用实践
8
作者 韩建成 王毅 李巨峰 《电力技术》 2010年第Z4期137-142,共6页
12Cr2Mo1合金钢锻件是高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备所用主体材质,在制造时要求进行无延性转变温度RTNDT≤-25℃的落锤试验(以下简称RTNDT落锤试验),而国内锻件制造企业以前从无此技术要求的制造经验和实践活动。本文介绍... 12Cr2Mo1合金钢锻件是高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备所用主体材质,在制造时要求进行无延性转变温度RTNDT≤-25℃的落锤试验(以下简称RTNDT落锤试验),而国内锻件制造企业以前从无此技术要求的制造经验和实践活动。本文介绍了在进行12Cr2Mo1合金钢锻件RTNDT落锤试验过程中所出现的主要问题、原因分析、采取的改进措施及所取得的成效等,将给今后百万千瓦级高温气冷堆核电设备的国产化用材提供经验借鉴。 展开更多
关键词 高温气冷堆 12Cr2Mol合金钢锻件 rtndt落锤试验 质量问题 研究
下载PDF
已选择0条
导出题录 引用分析
参考文献
引证文献
 统计分析
检索结果
已选文献
上一页 1 下一页 到第 页
使用帮助 返回顶部