国家科技重大专项(2010ZX06002)

作品数：16被引量：51H指数：4
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核电站钢制安全壳SA-738 Gr.B钢免除焊后热处理探讨被引量：3
《热加工工艺》2017年第1期230-232,共3页张俊宝 谷雨 刘卫华 
国家重大专项资助项目(2010ZX06002)
CAP1400项目用钢制安全壳采用的是SA-738 Gr.B,筒体段壁厚为52 mm。ASME BPVC Section 3Division 1 Subsection NE-2007标准规定SA-738 Gr.B板材免除焊后热处理的最大壁厚为44 mm。焊后热处理的问题主要是现场电功率不足、施工难度和风...
关键词：钢制安全壳 SA-738 G-r.B钢 免除焊后热处理 
CAP1400核电站接管安全端焊接接头组织及成分过渡特征研究被引量：2
《热加工工艺》2016年第23期185-189,共5页张俊宝 谷雨 余燕 
国家重大专项资助项目(2010ZX06002)
核岛主设备接管安全端部位长期承受高温、高压的交变复杂应力作用。虽然690镍基合金焊缝金属具有优异的耐腐蚀和力学性能,但接管安全端异种金属成分的不均匀性与突变是影响焊接接头力学性能的重要因素,尤其是焊缝与母材过渡区存在显著...
关键词：接管安全端 焊接接头 组织结构 成分过渡 
CAP1400核电站接管和安全端焊接接头性能被引量：2
《电焊机》2016年第12期80-83,共4页谷雨 刘卫华 张俊宝 余燕 
国家重大专项资助项目(2010ZX06002)
研究CAP1400核电站接管和安全端焊接工艺性和接头力学性能。结果表明,焊接接头无损探伤和力学性能试验结果均满足设计要求。室温及350℃条件下,SA-508 Gr.3 Cl.2母材与690焊缝金属屈强比基本保持不变,但SA-182 F316LN屈强比下降较明显;...
关键词：CAP1400 接管和安全端 力学性能 
CAP1400核电站接管和安全端焊接变形与残余应力研究被引量：15
《压力容器》2016年第6期8-11,32,共5页谷雨 张俊宝 余燕 
国家重大专项资助项目(2010ZX06002)
系统研究了CAP1400核电站接管和安全端模拟件焊接变形与残余应力分布特点。接管和安全端在焊接过程中焊接变形主要集中于焊接的初始阶段,焊接1/4厚度时,变形量为3 mm左右,焊接完成后,焊缝收缩量高达4.5 mm。盲孔法测试结果表明,在整个...
关键词：CAP1400核电站 接管和安全端 焊接变形 残余应力 
核电厂操纵员支持系统实现技术研究
《自动化仪表》2015年第11期22-25,29,共5页周健文 郑明光 刘凯 
国家重大专项基金资助项目(2010ZX06002)
针对数字化仪控环境下核电厂操纵员运行支持的需要,在总结国内外操纵员运行电厂相关经验的基础上,提出了一套核电厂操纵员支持系统的实现方案。考虑计算机技术的成熟性和通用性,重点分析了操纵员支持系统的系统架构及实现的关键技术,包...
关键词：核电厂 数字化仪控系统 操纵员支持系统 安全保护 数据采集 可靠性 人机界面 
核电厂离子交换树脂净化能力模拟实验研究被引量：2
《原子能科学技术》2015年第10期1745-1751,共7页漏汇 柳丹 刘杰安 王鑫 朱来叶 陈斌 翁明辉 
大型先进压水堆核电站国家科技重大专项资助项目(2010ZX06002)
实验选取核电厂废液中典型裂变产物和腐蚀产物离子(Cs+、Sr2+、Co2+)配制水样,针对不同类型树脂、不同树脂层高以及不同床体积流速进行动态交换吸附实验,重点比较了不同条件下核级树脂净化能力(去污因子)的变化。结果表明:树脂层高的增...
关键词：核电厂 废液 离子交换 树脂 去污因子 
核电厂废液处理系统离子交换处理工艺研究被引量：4
《原子能科学技术》2015年第9期1565-1572,共8页柳丹 刘杰安 何艳红 王鑫 朱来叶 漏汇 陈斌 翁明辉 
大型先进压水堆核电站国家科技重大专项资助项目(2010ZX06002)
针对CAP1000系列核电厂废液处理系统(WLS)离子交换工艺树脂选型和运行参数设计开展非放射性环境下树脂运行寿命模拟试验研究。本文从树脂内部结构(交联度/粒径)角度进行选型试验,对运行流速、温度、装填层高等工艺参数造成的树脂工作交...
关键词：核电厂 废液处理系统 离子交换 树脂 交换容量 
核电厂废液系统离子交换树脂处理技术研究
《核科学与工程》2015年第4期711-717,共7页柳丹 刘杰安 漏汇 何艳红 王鑫 朱来叶 陈斌 翁明辉 
大型先进压水堆核电站国家科技重大专项资助项目(2010ZX06002)
针对核电厂废液处理系统(WLS)离子交换工艺设计中重点关注的树脂选型和运行参数影响开展非放射性环境下树脂去污能力模拟试验研究。结果表明,在进水Cs^+、Co^(2+)、Sr^(2+)各离子浓度约为10μg/L,床体积流速(Q/V)在10 BV/h或33 BV/h时,...
关键词：核电厂 废液处理 离子交换 树脂 去污因子 
CAP1400堆内构件压紧弹性环的优化设计被引量：3
《机械工程师》2015年第6期123-125,共3页黄磊 丁宗华 
国家科技重大专项(2010ZX06002)
压紧弹性环是核反应堆内构件的重要部件,它是位于上部支承法兰与吊篮筒体法兰之间的弹性圆环,在反应堆运行时压紧堆内构件。文中对反应堆运行时堆内构件的受力情况进行力学分析,从而确定压紧弹性环所需提供的压紧力载荷大小,在满足压紧...
关键词：压紧弹性环 受力分析 优化设计 
轻水堆环境影响疲劳相关问题的研讨被引量：3
《压力容器》2014年第12期38-46,共9页高永建 贺寅彪 李岗 曹明 沈小要 沈睿 
国家科技重大专项(2010ZX06002)
美国核管会(NRC)在其管理导则RG 1.207中明确要求新建轻水堆核电厂设计中须考虑环境影响疲劳(Environmental Assisted Fatigue,EAF)问题。目前,我国新建核电厂在部件疲劳评价时尚未考虑EAF的影响。对环境影响疲劳的发展概况、疲劳裂纹...
关键词：环境影响疲劳 疲劳寿命 设计疲劳曲线 环境疲劳修正因子 
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