国家科技重大专项(2011ZX06004-002)

作品数：20被引量：68H指数：5
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相关作者：罗强何琨陈勇周军刘思维更多>>
相关机构：苏州热工研究院有限公司中国核动力研究设计院南京工业大学华东理工大学更多>>
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热老化对316LN不锈钢焊缝微观组织和冲击性能的影响被引量：1
《材料工程》2017年第12期25-29,共5页罗强 刘思维 陈勇 周军 何琨 
国家科技重大专项项目(2011ZX06004-002)
为研究核电站主管道316LN不锈钢焊缝的热老化,开展了316LN不锈钢在400℃下15000h的加速热老化实验。采用TEM和HREM研究热老化后焊缝微观组织演变,利用冲击实验测定不同热老化时间下焊缝夏比冲击性能;以夏比冲击功作为热老化脆化参量,通...
关键词：316LN焊缝 热老化 调幅分解 冲击性能 
核电用异形锻件一体化成形工艺的仿真分析与研究被引量：7
《锻压技术》2017年第4期14-20,共7页张绍军 刘钊 赵东海 梁书华 
国家科技重大专项(2011ZX06004-002)
为了研究核电用异形锻件的一体化成形工艺,利用法国Forge锻造模拟软件对一体化封头类部件热成形工序进行数值仿真模拟分析。模拟结果表明:成形后期产生径向和轴向应力极值,最大径向拉应力为118.2 MPa,产生在封头穹顶(球冠)内表面处,同...
关键词：一体化封头锻件 锻造模拟软件Forge 变形温度 应力 等效应变 
核反应堆压力容器接管安全端异种金属焊缝自动超声检测技术被引量：8
《压力容器》2017年第1期56-61,共6页卢威 刘云 丁松 张运平 刘奎 
国家科技重大专项"核电站寿命管理技术研究"资助项目(2011ZX06004-002)
核反应堆压力容器接管与主管道之间存在一条安全端异种金属焊缝,焊缝组织晶粒粗大,各向异性,声波偏转较明显,使得在进行超声检测时,超声能量有极大的衰减,而且噪声较大,具有较大难度。为实现对反应堆压力容器接管安全端异种金属焊缝进...
关键词：接管安全端 异种金属焊缝 自动超声检测技术 
核电用316LN不锈钢的热机械疲劳性能研究被引量：4
《核动力工程》2016年第4期48-52,共5页何琨 周军 罗强 陈勇 任黎平 朱勇辉 
国家科技重大专项项目(2011ZX06004-002)
采用热机械疲劳试验方法研究316LN不锈钢的同相热机械疲劳行为,获得材料的疲劳数据。试验结果表明：316LN不锈钢的热机械疲劳行为是一个先强化后软化的过程;滞回曲线呈梭形,形状“饱满”,具有良好的塑性变形能力,且随着温度范围增大,变...
关键词：热机械疲劳 316LN不锈钢 疲劳寿命 波动管 
基于概率性断裂力学的承压热冲击分析被引量：1
《机械强度》2016年第4期838-843,共6页王荣山 陈明亚 吕峰 郑维栋 王东辉 张亚平 樊钊 
国家863课题项目(2012AA050901);国家科技重大专项(2011ZX06004-002);国家自然科学基金项目(51275338)资助~~
承压热冲击(PTS)是制约反应堆压力容器(RPV)长周期运行的主要因素,目前大多数国家(除了美国)均采用确定性断裂力学方法(DFM)开展PTS分析。在美国,核管理当局(NRC)已经批准了基于概率性断裂力学方法(PFM)的"鉴定准则"。本文基于美国橡树...
关键词：反应堆压力容器 承压热冲击 概率断裂力学 FAVOR 长周期运行 
CRDM钩爪用stellite-6合金冲击磨损性能研究被引量：2
《核动力工程》2016年第3期66-69,共4页周军 陈勇 罗强 王坤 何琨 林震霞 
国家科技重大专项:核电站寿命管理技术研究项目(2011ZX06004-002)
采用自制的试验机模拟核电厂一回路水质,研究不同温度和应力下控制棒驱动机构(CRDM)钩爪用stellite-6合金的冲击磨损性能。研究结果表明:正常接触条件下,温度对冲击磨损性能的影响较小,合金尺寸变化速率约为1×10^(-8)mm/次,质量变化速...
关键词：控制棒驱动机构(CRDM) 钩爪 Stellite-6 冲击磨损 
核电站堆内构件用304不锈钢焊缝热老化行为研究
《材料科学》2016年第3期156-162,共7页刘思维 罗强 何琨 
国家科技重大专项资助项目(2011ZX06004-002)。
压水堆核电站堆内构件用奥氏体不锈钢焊缝在长期服役过程中会面临着热老化脆化。本文开展了核电站堆内构件用304不锈钢焊缝在325℃、365℃和400℃下15,000 h的加速热老化试验,利用TEM和HRTEM研究了热老化后焊缝微观组织演变,采用冲击实...
关键词：304不锈钢焊缝 热老化 冲击性能 纳米硬度 热老化激活能 
夹杂物对压水堆核电站用Z2CN19-10不锈钢应力腐蚀开裂的影响
《机械工程材料》2016年第3期10-14,共5页马新朝 刘璐 洪源平 李世伟 步伟东 
国家科技重大专项资助项目(2011ZX06004-002)
在模拟压水堆正常工况环境中对正常组织和夹杂物超标的Z2CN19-10不锈钢U型弯曲试样进行恒应力浸泡试验,并分别在250mV外加电位下、在富含溶解氧和氯离子溶液中以及在沸腾MgCl_2溶液中进行加速应力腐蚀试验,研究了夹杂物对该钢应力腐蚀...
关键词：压水堆 夹杂物 Z2CN19-10不锈钢 应力腐蚀开裂 
国产A508-3钢辐照性能被引量：9
《原子能科学技术》2016年第2期204-207,共4页林赟 宁广胜 张长义 佟振峰 杨文 
国家科技重大专项资助项目(2011ZX06004-002);国家重点基础研究发展计划资助项目(2011CB610503)
反应堆压力容器(RPV)作为反应堆寿期内不可更换的核心设备,是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。本文针对国产压力容器材料A508-3钢,开展了一定剂量水平(约10×1019 cm-2,E≥1 MeV)的研究堆加速辐照试验,并进行了辐照后力学性能测试分析...
关键词：A508-3钢 中子辐照 辐照脆化 
热老化对316LN不锈钢焊缝冲击性能和显微硬度的影响被引量：2
《热加工工艺》2016年第1期27-29,33,共4页刘思维 罗强 邱绍宇 陈勇 
国家科技重大专项资助项目(2011ZX06004-002)
核电站主管道奥氏体不锈钢焊缝由于长期在其热老化敏感温度下运行,在服役过程中存在热老化脆化趋向。本文对锻造316LN不锈钢主管道的焊缝在325、365和400℃下15000 h的加速热老化进行试验,并通过TEM研究了焊缝的微观组织变化,采用纳米...
关键词：316LN焊缝 热老化 调幅分解 冲击性能 显微硬度 
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