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核电站常用管道材料J-C本构模型参数识别及验证
1
作者 高宁 徐刚 +5 位作者 张亮 陈勇 戴翔 贾文杰 赵弟宏 范霁康 《压力容器》 北大核心 2024年第6期8-15,共8页
针对核电站管道在受到地震等灾害产生的偶然冲击载荷作用时的应力流动与变形情况,采用电子万能试验机和高速拉伸试验机,分别对碳钢A106(A-106 GR.B)、不锈钢304L(A-312 TP304L)、合金钢A335(A-335 GR.P11)3种核电站常用的管道材料进行... 针对核电站管道在受到地震等灾害产生的偶然冲击载荷作用时的应力流动与变形情况,采用电子万能试验机和高速拉伸试验机,分别对碳钢A106(A-106 GR.B)、不锈钢304L(A-312 TP304L)、合金钢A335(A-335 GR.P11)3种核电站常用的管道材料进行准静态拉伸与动态拉伸试验,并根据试验所得结果拟合建立了3种材料的Johnson-Cook(J-C)本构模型。利用Abaqus有限元分析软件建立管道的冲击模型,并通过冲击试验台架对仿真结果进行验证。结果表明,3种材料都出现了明显的应变率强化效应,A335的抗冲击能力更好一些,304L与A106抗冲击能力差别不大。试验结果与仿真结果吻合度良好,拟合得到的J-C本构模型参数可靠性较高,能够准确地描述材料在冲击载荷下的应力流动与变形行为,对核电站常用管道受冲击载荷作用仿真分析研究具有十分重要的意义。 展开更多
关键词 核电站管道 力学性能 J-C本构模型 冲击载荷
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热老化对核电主管道材料冲击性能影响及老化趋势研究 被引量：5
2
作者 薛飞 束国刚 +3 位作者 余伟炜 王兆希 蒙新明 遆文新 《工程力学》 EI CSCD 北大核心 2010年第8期246-250,共5页
利用示波冲击试验系统研究核电主管道奥氏体-铁素体两相不锈钢铸件材料在老化温度(400℃)下时效3000h过程中冲击断裂性能随时效时间的变化规律。室温冲击实验结果表明:在长期时效过程中,随着时效时间的延长,屈服载荷增加,延性位移减小,... 利用示波冲击试验系统研究核电主管道奥氏体-铁素体两相不锈钢铸件材料在老化温度(400℃)下时效3000h过程中冲击断裂性能随时效时间的变化规律。室温冲击实验结果表明:在长期时效过程中,随着时效时间的延长,屈服载荷增加,延性位移减小,表征裂纹稳定扩展速度的卸载角度在时效100h后快速增加。冲击过程中材料的裂纹形成能量、裂纹扩展能量以及总冲击能量均随时效时间的延长先略上升而后逐渐下降,呈现出明显的脆化迹象;相比之下,热老化将主要导致材料裂纹扩展能量的下降。采用脆化动力学公式,对长期时效下热老化趋势进行预测,结果显示采用脆化动力学预测的材料冲击性能下降规律与试验结果基本吻合,但整体偏于保守。SEM结果表明试样表面的微观特征从较浅的韧窝型断裂逐渐演变到典型的解理性脆性断裂,材料在热老化过程中发生了脆化。 展开更多
关键词 示波冲击 热老化 裂纹扩展能 卸载角度 核电站主管道
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核电站主管道制造项目的进度管理
3
作者 李红德 《项目管理技术》 2008年第11期50-53,共4页
核电站主管道制造项目因其本身的特殊性，其进度管理也有着特殊的管理思路和方式方法。在坚持以计划管理为核心的进度管理模式下，建立完备的进度计划体系，并为确保计划的实现建立有效的进度控制体系。在核电项目进度管理中，生产进度... 核电站主管道制造项目因其本身的特殊性，其进度管理也有着特殊的管理思路和方式方法。在坚持以计划管理为核心的进度管理模式下，建立完备的进度计划体系，并为确保计划的实现建立有效的进度控制体系。在核电项目进度管理中，生产进度和软件进度将构成核电项目进度管理的核心部分，保证软硬件同步将是进度管理的重要内容。 展开更多
关键词 核电站主管道 制造 进度管理
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核电站主管道离心铸造直管的质量控制研究
4
作者 施熔刚 阚玉琦 +1 位作者 王占永 张丽丹 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2012年第17期78-80,共3页
以百万千瓦级核电站冷却剂主管道离心29″直管铸件的监督实践为例,针对其离心铸造的特点,分析在铸造过程中关键工序的特点和质量控制过程中应注意的问题。
关键词 核电站主管道 离心铸造管 质量控制
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GB/T 40882—2021《第三代核电站主管道锻件 工艺规范》标准解读
5
《机械工业标准化与质量》 2022年第5期22-23,共2页
2021年11月26日,国家市场监督管理总局、国家标准化管理委员会发布GB/T 40882—2021《第三代核电站主管道锻件工艺规范》。本标准由全国锻压标准化技术委员会(SAC/TC74)提出并归口。主要起草单位为二重(德阳)重型装备有限公司、北京机... 2021年11月26日,国家市场监督管理总局、国家标准化管理委员会发布GB/T 40882—2021《第三代核电站主管道锻件工艺规范》。本标准由全国锻压标准化技术委员会(SAC/TC74)提出并归口。主要起草单位为二重(德阳)重型装备有限公司、北京机电研究所有限公司等。本标准于2022年6月1日起正式实施。 展开更多
关键词 市场监督管理 北京机电研究所 工艺规范 起草单位 标准解读 第三代 重型装备 核电站主管道
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AP1000核电站主管道的窄间隙自动焊技术 被引量：2
6
作者 刘中仁 韩世凯 +1 位作者 李加华 戴瑞光 《焊接》 北大核心 2013年第9期62-65,72,共4页
核电站主管道是核反应堆冷却剂系统的主动脉,其焊接一直以来都是核电站安装工作的重中之重。AP1000堆型取消了主管道过渡段,相对之前的压水堆堆型,对焊接变形控制有更高的要求。同时新的管道设计对焊接作业的实施,也是新的课题。文中重... 核电站主管道是核反应堆冷却剂系统的主动脉,其焊接一直以来都是核电站安装工作的重中之重。AP1000堆型取消了主管道过渡段,相对之前的压水堆堆型,对焊接变形控制有更高的要求。同时新的管道设计对焊接作业的实施,也是新的课题。文中重点从AP1000核电站主管道母材、坡口形式、焊接材料选择、施工工序、窄间隙自动焊、焊接变形控制和焊接收缩量等方面对主管道窄间隙自动焊技术进行了介绍。最后,通过对实际变形数据进行分析,证实了此种焊接工艺和施工步骤的合理性。 展开更多
关键词 AP1000核电站主管道 窄间隙自动焊 激光跟踪测量 变形监测
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《微合金钢锻件 通用技术条件》等2项锻压领域国家标准发布信息 被引量：1
7
作者 无 《锻压技术》 CAS CSCD 北大核心 2021年第12期35-35,共1页
根据国家市场监督管理总局、国家标准化管理委员会于2021年11月26日发布的“2021年第14号”公告,由全国锻压标准化技术委员会组织制定的国家标准《第三代核电站主管道锻件工艺规范》、《微合金钢锻件通用技术条件》正式发布,标准名称等... 根据国家市场监督管理总局、国家标准化管理委员会于2021年11月26日发布的“2021年第14号”公告,由全国锻压标准化技术委员会组织制定的国家标准《第三代核电站主管道锻件工艺规范》、《微合金钢锻件通用技术条件》正式发布,标准名称等相关信息见表1。 展开更多
关键词 通用技术条件 市场监督管理 国家标准 锻压 核电站主管道 第三代 标准化技术委员会 合金钢锻件
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核电站管道系统中碳钢管道安装前表面清洁工艺
8
作者 谭武龙 《生物技术世界》 2013年第12期134-134,共1页
本文探讨了成功完成当前世界首堆AP1000核岛工程柴油机厂房ZOS/DOS系统及厂区DOS系统管道表面预处理系统过程,提出运用于所有核电碳钢管道安装前的表面预处理清洁工艺,具有非常典型的指导意义。
关键词 核电站碳钢管道 表面预处理 酸洗 钝化
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