反应堆压力容器

作品数：1019被引量：1260H指数：15
导出分析报告
相关领域：核科学技术更多>>
相关作者：罗英邱天周高斌杨敏贺寅彪更多>>
相关机构：中国核动力研究设计院中国广核集团有限公司核动力运行研究所上海核工程研究设计院更多>>
相关期刊：更多>>
相关基金：国家自然科学基金国家科技重大专项国家重点基础研究发展计划国家高技术研究发展计划更多>>
-
在结果中检索

检索结果分析

结果分析中...
选择条件：
  • 机构=上海核工程研究设计院x
共 条 记 录，以下是1-10
全选清除导出
参考文献引证文献引用追踪
视图：
排序：
反应堆压力容器时限老化分析评价技术研究
《大型铸锻件》2025年第1期31-34,共4页陶宏新 张翟 贺寅彪 栾兴峰 陶钧 曹明 沈睿 唐伟华 
国家重点研发计划项目(2019YFB1900902)。
核安全的基本目标是建立并且保持对放射性的有效防御,反应堆冷却剂系统压力边界的结构完整性是重要的核安全功能之一。对于压水堆核电厂来说,反应堆压力容器的寿命决定了整个核电厂的服役年限,而制约反应堆压力容器寿命的关键因素是与...
关键词：时限老化分析 运行许可证延续 反应堆压力容器 中子辐照 
三代核电反应堆压力容器低合金钢焊缝性能对比分析被引量：1
《压力容器》2024年第2期1-6,共6页梅乐 张俊宝 王永东 黄逸峰 王秉熙 郑明光 
国家重点研发计划“在役核电站重要构筑物及设备材料老化退化行为规律与预测模型研究”(2019YFB1900901)。
通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和...
关键词：反应堆压力容器 SA-508 Gr.3 Cl.1钢 国产焊材 焊缝性能 
厚壁反应堆压力容器中裂纹启裂、止裂与撕裂评定研究进展被引量：2
《压力容器》2023年第12期50-58,共9页陈明亚 曹昱澎 贺寅彪 孙欣 余伟炜 史方杰 彭群家 赵万祥 
国家重点研发计划项目(2020YFB1901500,2021YFB3702602)。
针对厚壁反应堆压力容器(RPV)辐照脆化后的含缺陷结构完整性评定(简称“评定”)是核电厂长寿期运行安全论证中的关键技术难点,综述了国际上在厚壁含缺陷RPV堆芯筒体段断裂测试分析的研究成果,并结合国际原子能机构和笔者团队相关的数值...
关键词：反应堆压力容器 辐照脆化 启裂 止裂 撕裂 在线评定 
反应堆压力容器用低合金钢焊接材料性能研究
《科技资讯》2023年第24期116-118,共3页梅乐 王永东 张俊宝 宋波 
RPV材料辐照损伤行为规律与预测模型研究(项目编号:2019YFB1900901)。
SA-508Gr.3Cl.1低合金钢用埋弧焊焊丝焊剂主要用于三代核电反应堆压力容器等容器壳体的焊接。采用国产埋弧焊焊丝及焊剂,通过试板焊接和熔敷金属力学性能试验,研究了焊接电流和热输入对熔敷金属力学性能的影响,为国产焊材的工程应用提...
关键词：反应堆压力容器 SA-508Gr.3Cl.1低合金钢 焊接材料 拉伸性能 
秦山核电厂反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析被引量：2
《核动力工程》2022年第S01期51-54,共4页栾兴峰 赵传礼 许锋 陶宏新 张江涛 高轩 陶革 
反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析(TLAA)的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度...
关键词：压水堆 辐照脆化 时限老化分析(TLAA) 运行许可证延续(OLE) 
反应堆压力容器用SA-508 Gr.3 Cl.1钢钨极惰性气体保护焊工艺研究被引量：6
《压力容器》2020年第7期9-13,18,共6页张俊宝 姚俊俊 林绍萱 
大型先进压水堆及高温气冷堆项目中国先进核电标准体系研究(第二阶段)课题(2017ZX06004001)。
反应堆压力容器用材料主要是Mn-Mo-Ni钢,其压力边界焊缝使用的焊接方法仅为焊条电弧焊(SMAW)、埋弧焊(SAW)。为了提高焊接质量、减少清根的工作量,进行了反应堆压力容器Mn-Mo-Ni(SA-508 Gr.3 Cl.1)配套钨极惰性气体保护焊(GTAW)工艺的研...
关键词：SA-508 Gr.3 Cl.1钢 钨极惰性气体保护焊 焊接工艺 
承压热冲击瞬态下反应堆压力容器下降环腔内三维热工水力分析被引量：6
《压力容器》2020年第4期46-49,共4页蒋兴 贺寅彪 张明 
以压水堆核电厂承压热冲击分析评定技术研究(PTS确定性分析方法研究项目)为背景,针对核电厂PTS瞬态下RPV下降环腔内热工水力分析问题,基于通用计算流体动力学软件Fluent,采用合适的对流换热分析和湍流模型,建立了RPV下降环腔内的三维热...
关键词：反应堆压力容器 承压热冲击 RPV下降环腔 羽流现象 
反应堆压力容器承压热冲击中的PSA方法研究
《核科学与工程》2017年第4期521-524,共4页许以全 何建东 
基金项目:CAP1400核岛重大设备设计技术研究(2010ZX06002-002)
在瞬态过程中,当处于承压状态下的反应堆压力容器(RPV)的内表面被快速冷却时,即为承压热冲击(PTS)。由此,反应堆压力容器可能出现贯穿裂纹而失效。为分析PTS事件导致RPV出现裂纹的频率,需要进行概率安全评价(PSA)。通过PSA模型确定可能...
关键词：承压热冲击 概率安全评价 
CAP1000反应堆压力容器堆测接管堆焊管座疲劳性能
《电焊机》2016年第12期11-15,共5页张俊宝 谷雨 梅乐 余燕 
CAP1000反应堆压力容器堆测接管管座采用低合金钢堆焊成型,堆焊是增材制造的最原始形态。在核电的压力容器设计上,采用堆焊结构作为结构的一个部件是不常见的。采用埋弧堆焊,从堆焊结构的三个方向——垂直于焊接方向、平行于焊接方向、...
关键词：CAP1000 堆测接管管座 埋弧焊 疲劳性能 
密度随温度变化对反应堆压力容器热冲击的影响被引量：3
《压力容器》2016年第7期18-24,47,共8页陈宇帆 王世杰 贺寅彪 
国家重大专项科研课题(2011ZX06002-002)
反应堆压力容器(简称压力容器)在进行安注过程中存在热冲击现象,该现象对压力容器的完整性构成了很大威胁。为了能保证压水堆核电站的安全运行、延长其使用寿命,就必须对压力容器的热冲击现象进行研究。针对CAP1400压力容器安注过程进...
关键词：反应堆压力容器 热冲击 密度差 安注管 
全选清除导出
共4页<1234>
检索报告 对象比较 聚类工具 使用帮助 返回顶部