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核电压力容器用钢的发展及研究现状 被引量：32
1
作者 李云良 张汉谦 +1 位作者 彭碧草 李金富 《压力容器》 北大核心 2010年第5期36-43,共8页
介绍了核反应堆压力容器用钢的发展和演化规律,给出了常见的各类合金元素在钢中的作用及各类杂质元素的危害,分析了不同热处理工艺、制造工艺对材料性能的影响,最后预测了当前核电压力容器用钢的发展趋势。
关键词 核电站 压力容器 杂质元素 辐照脆化
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核电压力容器用厚钢板SA533B的组织及力学性能 被引量：13
2
作者 李云良 张汉谦 +2 位作者 胡莹 陈讲彪 李金富 《材料热处理学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第8期84-88,共5页
研究了核电压力容器用钢SA533B显微组织的变化对其力学性能的影响,尤其对韧性的影响。显微分析结果表明,该钢板的组织主要为粒状贝氏体及少量多边形铁素体。通过对调质态(QT)和模拟焊后热处理(SPWHT)态SA533B钢板的常规力学性能、不同... 研究了核电压力容器用钢SA533B显微组织的变化对其力学性能的影响,尤其对韧性的影响。显微分析结果表明,该钢板的组织主要为粒状贝氏体及少量多边形铁素体。通过对调质态(QT)和模拟焊后热处理(SPWHT)态SA533B钢板的常规力学性能、不同温度的夏比冲击韧性(KCV)及断裂韧度(KJC)的深入研究,结果表明SA533B厚钢板经SPWHT升高了韧脆转变温度,降低了冲击韧性及断裂韧度,但SPWHT对常规力学性能无显著的影响。扫描电镜及电子探针分析仪分析表明,经模拟焊后热处理SA533B板材组织中的析出相有不同程度长大且有钼的析出,板材的韧性降低与微观组织中的析出相和钼的析出密切相关。 展开更多
关键词 核电压力容器 粒状贝氏体 韧性 析出相
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浅析核电厂反应堆压力容器完整性问题 被引量：13
3
作者 张加军 陈晶晶 +1 位作者 车树伟 吴彦农 《压力容器》 2014年第1期48-55,共8页
反应堆压力容器(RPV)作为核电厂重要主设备之一,其完整性直接影响到核电厂的安全运行,为了确保反应堆压力容器的完整性,需要在设计、制造、安装和运行过程中重点关注相关问题。介绍了反应堆压力容器的材质发展过程、反应堆压力容器的典... 反应堆压力容器(RPV)作为核电厂重要主设备之一,其完整性直接影响到核电厂的安全运行,为了确保反应堆压力容器的完整性,需要在设计、制造、安装和运行过程中重点关注相关问题。介绍了反应堆压力容器的材质发展过程、反应堆压力容器的典型降级模式,并对产生降级的原因进行了分析,提出了下一步预防降级可采取的措施,以确保反应堆压力容器的完整性,进而为核电厂的反应堆压力容器的设计、制造、安装和运行维护阶段提供参考。 展开更多
关键词 核电厂 反应堆压力容器 泄漏 完整性 降级模式
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核电厂主螺栓超声自动检测技术研究与实现 被引量：11
4
作者 张宝军 张国丰 +1 位作者 严智 刘呈则 《压力容器》 2013年第5期64-69,共6页
核电厂反应堆压力容器主螺栓长期运行在高温、高压、高放射性环境下,易于形成疲劳损伤。针对核电厂反应堆压力容器主螺栓的检测要求,研究并形成了一套主螺栓超声检测系统及检测技术。介绍了该检测系统的主要组成、功能及相应的检测技术... 核电厂反应堆压力容器主螺栓长期运行在高温、高压、高放射性环境下,易于形成疲劳损伤。针对核电厂反应堆压力容器主螺栓的检测要求,研究并形成了一套主螺栓超声检测系统及检测技术。介绍了该检测系统的主要组成、功能及相应的检测技术,通过试验方法验证该系统及技术满足ASME规范第Ⅺ卷关于压水堆核电站役前和在役检查反应堆压力容器主螺栓体积性检查的规定要求。该系统及技术的研究,实现了核电厂反应堆压力容器主螺栓检测过程的自动化,提高了检测效率,可适用多种堆型的核电厂主螺栓检查以及其他民用承压大型螺栓的检查,具有广泛的适用性。 展开更多
关键词 核电厂 反应堆压力容器 主螺栓 超声检测
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中国核压力容器用钢及其制造技术进展 被引量：10
5
作者 何西扣 刘正东 +1 位作者 赵德利 张文辉 《中国材料进展》 CAS CSCD 北大核心 2020年第7期509-518,共10页
基于我国压水堆核电站核压力容器用钢及其制造技术的发展,阐述了“大型一体化设计”和“高安全长寿期运行”对核压力容器用钢工程应用性能极限和现有设备制造能力极限的挑战;重点介绍了A508-3钢大锻件成分优化匹配控制技术、超大钢锭高... 基于我国压水堆核电站核压力容器用钢及其制造技术的发展,阐述了“大型一体化设计”和“高安全长寿期运行”对核压力容器用钢工程应用性能极限和现有设备制造能力极限的挑战;重点介绍了A508-3钢大锻件成分优化匹配控制技术、超大钢锭高纯净高均匀冶金控制技术、复杂锻件近净成形锻造技术、提升低温韧性和均质性的组合热处理技术的研究进展和突破。上述技术是核电站高安全和长寿期运行的关键,也是我国核电工程制造技术跃居世界先进水平的重要支撑。此外,还简介了我国新一代核压力容器用A508-4N钢大锻件的研制进展及突破。 展开更多
关键词 核压力容器 大锻件 低温韧性 均质性 制造技术
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核压力容器用SA508-4N钢的奥氏体晶粒长大行为 被引量：10
6
作者 何西扣 刘正东 +2 位作者 杨志强 王小彬 方才顺 《金属热处理》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期4-7,共4页
在1050~1250℃温度范围内,实测了核压力容器用SA508-4N钢在不同保温时间下的奥氏体晶粒尺寸,研究了SA508-4N钢的奥氏体晶粒长大行为。结果表明,随加热温度及保温时间的增加,SA508-4N钢的奥氏体晶粒尺寸长大,温度由1050℃上升到1250℃时... 在1050~1250℃温度范围内,实测了核压力容器用SA508-4N钢在不同保温时间下的奥氏体晶粒尺寸,研究了SA508-4N钢的奥氏体晶粒长大行为。结果表明,随加热温度及保温时间的增加,SA508-4N钢的奥氏体晶粒尺寸长大,温度由1050℃上升到1250℃时,奥氏体晶粒尺寸呈指数增长。由此得到了SA508-4N钢加热过程中,奥氏体平均晶粒尺寸与保温时间关系的Beck方程,建立了奥氏体晶粒尺寸与加热温度和保温时间之间的Sellars模型,并验证了模型的准确性。 展开更多
关键词 核压力容器 SA508-4N钢 奥氏体晶粒 晶粒长大模型
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核压力容器用厚壁带大尺寸侧接管的一体化筒体制造技术 被引量：2
7
作者 刘敬杰 刘凯泉 李少飞 《大型铸锻件》 2024年第1期23-25,31,共4页
介绍了一种核反应堆压力容器用厚壁带大尺寸侧接管的一体化筒体制造技术。借助于数值模拟方法,设计并锻造出一支带对称凸台的厚壁筒体,在凸台位置机加工出预制孔,用于侧接管的定位和成形,通过专用冲型辅具,将锻造压力传递至接管冲头,完... 介绍了一种核反应堆压力容器用厚壁带大尺寸侧接管的一体化筒体制造技术。借助于数值模拟方法,设计并锻造出一支带对称凸台的厚壁筒体,在凸台位置机加工出预制孔,用于侧接管的定位和成形,通过专用冲型辅具,将锻造压力传递至接管冲头,完成接管的热挤压成形,最终实现了锻件的一体化近净成形,最大限度保留了锻造流线。性能热处理后,锻件各部位最终获得优异的力学性能。 展开更多
关键词 核压力容器 侧接管 一体化筒体
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核压力容器接管安全端不同焊接结构的失效评定图 被引量：8
8
作者 潘建宾 王国珍 +1 位作者 轩福贞 涂善东 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第5期82-88,共7页
基于英国R6规范选择3的方法构建了核压力容器接管安全端两种异种金属焊接结构(含隔离层的四材料结构和不含隔离层的三材料结构)的失效评定图(Failure assessment diagram,FAD),并分析了裂纹位置和裂纹深度对FAD的影响。结果表明,两种结... 基于英国R6规范选择3的方法构建了核压力容器接管安全端两种异种金属焊接结构(含隔离层的四材料结构和不含隔离层的三材料结构)的失效评定图(Failure assessment diagram,FAD),并分析了裂纹位置和裂纹深度对FAD的影响。结果表明,两种结构的极限载荷基本相同,裂纹位置对极限载荷基本没有影响。随裂纹位置由管嘴向316L安全端管区域靠近及随裂纹深度的增加,失效评定曲线(Failure assessment curve,FAC)下移,结构的安全性降低。由于两种焊接结构中,相同位置、相同尺寸裂纹的FAD和极限载荷基本相同,因而其抗断裂性能和结构强度基本相同。 展开更多
关键词 失效评定图 异种金属焊接接头 核压力容器 安全端 裂纹
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核压力容器钢和焊缝的力学性能研究 被引量：4
9
作者 邰江 崔岚 +1 位作者 张庄 史巨元 《钢铁》 CAS CSCD 北大核心 2003年第9期51-55,共5页
研究了核一二级压力容器焊缝的拉伸、冲击性能及低周疲劳性能与母材的匹配性 ,同时制定了设计疲劳曲线 ,按照 ASME和 RCC- M规范进行了评价。结果表明 ,焊接接头的低周疲劳性能与母材匹配较好 ,一级容器钢 (A5 0 8- 3)疲劳寿命 Nf≥ 10 ... 研究了核一二级压力容器焊缝的拉伸、冲击性能及低周疲劳性能与母材的匹配性 ,同时制定了设计疲劳曲线 ,按照 ASME和 RCC- M规范进行了评价。结果表明 ,焊接接头的低周疲劳性能与母材匹配较好 ,一级容器钢 (A5 0 8- 3)疲劳寿命 Nf≥ 10 3时其设计疲劳曲线与 ASME和 RCC- M的基准曲线相当 ;Nf≤ 10 3时则比基准曲线稍低。二级容器用 2 0 HR钢及接头的设计疲劳曲线 (因试验温度高 2 0℃ ) 展开更多
关键词 核压力容器钢 焊接接头 设计疲劳曲线 低周疲劳 力学性能 焊缝
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压水堆核电站反应堆压力容器顶盖在役检查 被引量：7
10
作者 涂智雄 官益豪 《无损检测》 2014年第2期75-78,共4页
介绍了压水堆核电站反应堆压力容器顶盖劣化和失效案例,以及核电机组的反应堆压力容器顶盖结构。结合案例分析了当前反应堆压力容器顶盖在役检查要求,阐述了满足在役检查要求的反应堆压力容器顶盖在役检查技术,分析了顶盖在役检查技术... 介绍了压水堆核电站反应堆压力容器顶盖劣化和失效案例,以及核电机组的反应堆压力容器顶盖结构。结合案例分析了当前反应堆压力容器顶盖在役检查要求,阐述了满足在役检查要求的反应堆压力容器顶盖在役检查技术,分析了顶盖在役检查技术中表面检验和体积检验的技术难点以及解决措施。提出对我国压水堆反应堆压力容器顶盖实施定期在役检查的建议。 展开更多
关键词 压水堆 核电站 反应堆压力容器 顶盖 在役检查
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基于反应谱法的核级承压容器应力分析与评定 被引量：6
11
作者 赵飞云 黄庆 +1 位作者 蒋兴 于浩 《力学季刊》 CSCD 北大核心 2011年第1期124-128,共5页
核级承压容器力学分析是核设备分析法设计的重要组成部分。核级承压起动空气瓶,作为核电站应急柴油机厂房中的重要设备,它的工作状况直接影响到应急柴油机厂房中柴油机的正常运行。本文对核级承压起动空气瓶进行自重、设计压力、安全阀... 核级承压容器力学分析是核设备分析法设计的重要组成部分。核级承压起动空气瓶,作为核电站应急柴油机厂房中的重要设备,它的工作状况直接影响到应急柴油机厂房中柴油机的正常运行。本文对核级承压起动空气瓶进行自重、设计压力、安全阀设定压力下的静态分析、结构屈曲分析、模态分析及地震载荷下的反应谱动态分析,并对结构在各使用限制条件下的应力进行组合与评定。结果显示,核级承压起动空气瓶满足ASMEBPVC-Ⅲ的规范要求。 展开更多
关键词 核电站 核级承压容器 静态分析 动态分析 屈曲分析
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Inconel 718合金短管高温低周疲劳行为 被引量：6
12
作者 蔡力勋 左国 +1 位作者 叶裕明 陈洪军 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第6期1003-1007,共5页
基于位移循环加载试验,对反应堆压力容器密封元件Inconel 718合金O形环短管试样变形幅控制下进行了常温和300℃高温低周疲劳试验研究.结果表明,在循环加载中试样发生接触力松弛,当位移压缩比峰值不低于8%且压缩比幅值超过0.6%时试样会... 基于位移循环加载试验,对反应堆压力容器密封元件Inconel 718合金O形环短管试样变形幅控制下进行了常温和300℃高温低周疲劳试验研究.结果表明,在循环加载中试样发生接触力松弛,当位移压缩比峰值不低于8%且压缩比幅值超过0.6%时试样会产生低循环疲劳失效.采用弹塑性接触有限元方法对引发疲劳裂纹的试样危险局部的应力应变进行了分析,给出了位移压缩比幅值与危险局部应变幅值的短管疲劳寿命估算式.疲劳试样断口微观分析表明,在初始大变形引起的裂纹萌生区,断口微观形貌表现为晶体滑移与解理撕裂,而在裂纹扩展区表现为解理撕裂与疲劳辉纹共生的混合型裂纹扩展. 展开更多
关键词 Inconel合金 核反应堆 压力容器 密封 低周疲劳 高温
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核反应堆容器用SA508Gr.3钢热处理 被引量：6
13
作者 周飞 李家驹 《一重技术》 2015年第3期49-52,39,共5页
以生产实践和文献资料为基础,研究核反应堆容器用SA508Gr.3钢大锻件的热处理工艺,分析SA508Gr.3钢化学成分、热处理工艺、微观组织和力学性能之间的定性关系,指出核电大锻件现有热处理过程中存在的问题及解决思路。
关键词 核反应堆 压力容器 SA508Gr.3 亚温淬火 热处理
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核压力容器密封结构修复方案
14
作者 彭峰 范伟丰 +2 位作者 孟维民 柏忠炼 叶义海 《一重技术》 2024年第1期62-64,42,共4页
结合M310压水堆核电站压力容器结构尺寸、特征材料和设计标准,分析不同类型缺陷的修复方案,修复技术的风险及措施,为修复技术研发及工程应用提供技术保障,也为其他核反应堆特种维修研发项目提供借鉴和参考。
关键词 核电 压力容器 密封结构 修复
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核电压力容器用钢板发展和宝钢的研制现状 被引量：5
15
作者 李朝锋 付可伟 《上海金属》 CAS 北大核心 2012年第4期33-37,共5页
简要介绍了核电技术发展历程,根据核电站安全设计要求和与常规产品性能要求比对论述了核电用金属材料的要求,以AP1000机组为例重点介绍了核电压力容器所需钢板要求和宝钢开发的核安全壳、稳压器、安注箱用碳钢和不锈钢板产品研制现状和... 简要介绍了核电技术发展历程,根据核电站安全设计要求和与常规产品性能要求比对论述了核电用金属材料的要求,以AP1000机组为例重点介绍了核电压力容器所需钢板要求和宝钢开发的核安全壳、稳压器、安注箱用碳钢和不锈钢板产品研制现状和工程应用情况。 展开更多
关键词 核电站 压力容器 钢板 宝钢
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提高核压力容器中子辐射脆化断裂韧性监测可靠性的新方法 被引量：4
16
作者 张新平 史耀武 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1992年第5期76-82,共7页
为了从经受中子辐射过的小样品中获得更多的信息,提高监测试验的可靠性,对断裂韧性试验用过的试样加以二次开发利用具有重要意义。本研究对断裂韧性辐射脆化监测试验用过的 Charpy尺寸试样进行重新设计和利用,从1个试样只能得到1—3个... 为了从经受中子辐射过的小样品中获得更多的信息,提高监测试验的可靠性,对断裂韧性试验用过的试样加以二次开发利用具有重要意义。本研究对断裂韧性辐射脆化监测试验用过的 Charpy尺寸试样进行重新设计和利用,从1个试样只能得到1—3个断裂韧性试验数据提高到9个数据,从而显著改善和提高核压力容器中子辐射脆化断裂韧性监测试验和评定的可靠性。同时,对影响预制疲劳裂纹深侧槽 Charpy 尺寸复合试样合理设计的诸因素进行了探讨。 展开更多
关键词 压力容器 断裂 可靠性 核反应 监测
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核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发 被引量：2
17
作者 谢永诚 徐雪莲 +1 位作者 窦一康 贺寅彪 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期673-675,共3页
根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发,论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素。从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的... 根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发,论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素。从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的适用性等角度,全面叙述了反应堆压力容器老化管理大纲开发中涉及的内容。以典型核电厂反应堆压力容器为例,给出老化管理大纲的工程应用实例。 展开更多
关键词 核电厂 反应堆压力容器 老化管理大纲
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秦山核电厂反应堆压力容器寿命管理 被引量：4
18
作者 孔德萍 李华 郑宏练 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第6期110-114,共5页
介绍了秦山核电厂反应堆压力容器(RPV)老化与寿命管理工作,通过对核电厂RPV老化与寿命管理相关法规、规范、标准和导则要求的分析,阐述了秦山核电厂RPV老化与寿命管理采用的策略以及实施工作是合适可行的。
关键词 核电厂 压力容器 老化 寿命管瑚
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压力容器水位测点信号扰动问题研究
19
作者 黄楚浩 肖京 +2 位作者 杨文清 吕博 刘翱 《自动化仪表》 CAS 2023年第6期76-79,85,共5页
反应堆压力容器水位测量结果反映堆芯装水量的变化,用于监测堆芯是否裸露失水,为事故后工况下的一回路热工水力状态提供重要信息。某核电厂热态功能试验期间,一回路首次充水过程及半环路液位运行工况下,出现堆芯上部水位低报警信号频繁... 反应堆压力容器水位测量结果反映堆芯装水量的变化,用于监测堆芯是否裸露失水,为事故后工况下的一回路热工水力状态提供重要信息。某核电厂热态功能试验期间,一回路首次充水过程及半环路液位运行工况下,出现堆芯上部水位低报警信号频繁跳变问题,干扰机组操纵员对于一回路水位状态的判断。通过对压力容器水位测量原理进行深入研究,并根据水位探测器组件所处热工环境,对水位信号扰动问题作传热分析,确定该问题的根本原因。制定了优化水位测量系统加热电流函数的试验方案。结合实测数据进行分析,论证了优化加热电流方法的可行性,并给出解决方案。鉴于水位测量技术成熟,在仪控领域应用较广,该研究成果可为液位监测系统异常问题的处理提供借鉴。 展开更多
关键词 核电厂 压力容器 水位测量 信号扰动 加热电流 传热 热电偶
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反应堆退役压力容器放射性活度估算方法 被引量：4
20
作者 郭武仁 林晓玲 郑宁宁 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第4期114-117,共4页
介绍了反应堆退役压力容器放射性活度估算的理论计算和实验测定方法。描述了物理估算模型,推荐采用蒙特卡罗程序和ORIGEN2程序分别计算中子通量密度和放射性活度。对确定压力容器的放射性活度时经常使用的两种方法(压力容器直接取样分... 介绍了反应堆退役压力容器放射性活度估算的理论计算和实验测定方法。描述了物理估算模型,推荐采用蒙特卡罗程序和ORIGEN2程序分别计算中子通量密度和放射性活度。对确定压力容器的放射性活度时经常使用的两种方法(压力容器直接取样分析和对辐照监督管取样分析)做了详细介绍。建立了推算压力容器的放射性活度中子通量密度比例曲线。 展开更多
关键词 反应堆 退役 压力容器 取样分析 放射性活度
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