张长义

作品数：27被引量：75H指数：5
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供职机构：中国原子能科学研究院更多>>
发文主题：放射性反应堆压力容器反应堆夹具压力容器钢更多>>
发文领域：核科学技术金属学及工艺自动化与计算机技术化学工程更多>>
发文期刊：《中国材料进展》《核动力工程》《金属学报》《理化检验（物理分册）》更多>>
所获基金：国家重点基础研究发展计划国家自然科学基金国家科技重大专项大型先进压水堆核电站重大专项更多>>
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研究堆用铝合金辐照性能研究
《原子能科学技术》2024年第8期1621-1627,共7页曾珍 杨笑 房永刚 蔡光博 初起宝 张宇 汤琪 张长义 马若群 
国家重点研发计划(2019YFB1900900)。
铝合金由于其较好的力学性能和优良的抗中子辐照性能,常被选作研究堆关键部位的结构材料。随着研究堆运行寿命的增加,该结构材料经过高中子注量的辐照后,其力学性能是否能满足堆芯结构完整性要求值得关注,本文基于上述问题对铝合金的辐...
关键词：研究堆 铝合金 辐照性能 冲击试验 
紧凑拉伸断裂韧性试样加载线位移推算方法的对比分析
《理化检验（物理分册）》2021年第8期11-14,20,共5页林虎 佟振峰 鱼滨涛 张长义 宁广胜 钟巍华 杨文 
2017ZX06004001-001。
在核电厂反应堆压力容器(RPV)的辐照脆化监督试验中,会采用易于装卡的直通型紧凑拉伸断裂韧性C(T)试样,进行测试时会将引伸计装卡在试样端面进行变形的测量。测量到变形数据后,再通过特定推算方法将数据转换为加载线位移,而目前并未形...
关键词：反应堆压力容器 断裂韧性试验 加载线位移 有限元 
基于W型试样确定A508-Ⅲ钢参考温度T_(0)的方法研究
《原子能科学技术》2021年第7期1163-1169,共7页宁广胜 林虎 钟巍华 张长义 刘健 杨文 
中国原子能科学研究院院长基金(YZ202312000720)。
在我国早期开发的W型试样的基础上,参考ASTM E1921标准,开发了基于W型试样的断裂韧性测试技术,建立了包括断裂韧性计算、数据有效性判定和参考温度T_(0)计算等在内的数据分析方法。在-100~-40℃下开展了国产A508-Ⅲ钢的W型试样和标准1C...
关键词：反应堆压力容器钢 断裂韧性 master curve法 T_(0) W型试样 
国产反应堆压力容器的辐照脆化行为及预测被引量：4
《原子能科学技术》2021年第7期1170-1176,共7页林虎 钟巍华 佟振峰 宁广胜 张长义 杨文 
大型先进压水堆核电站重大专项(2018ZX06002008)。
反应堆压力容器(RPV)是保障核电站运行安全性、经济性的核心构件。对RPV的完整性评估而言辐照脆化是必须面对的问题。我国已开发了第三代设计寿命为60 a的核电站。当达到寿期末时,辐照脆化的行为是未知的,这给国产RPV的辐照脆化预测带...
关键词：反应堆压力容器 A508-3钢 中子辐照 辐照脆化 预测模型 
基于机器学习的高强度ODS合金成分设计被引量：4
《原子能科学技术》2020年第4期678-682,共5页白冰 郑全 任帅 张长义 杨文 胡长军 
中核集团集中研发项目资助(FA18000120);国防科工局核材料创新中心基金资助项目(ICNMT-2018-YZ-01)。
针对200~300组氧化物弥散强化(ODS)合金成分、工艺及力学性能数据,尝试借助机器学习的方法,建立了ODS合金中关键成分与拉伸性能的关联性。研究结果发现,在Cr、Y2O3、W和Ti含量与ODS合金抗拉强度的变化趋势中,均存在对应着抗拉强度极值...
关键词：ODS合金 拉伸性能 机器学习 材料优化 
10×10^19cm^-2快中子辐照国产A508-3钢材料的小冲杆试验研究被引量：4
《原子能科学技术》2020年第4期683-687,共5页王成龙 白冰 张长义 佟振峰 钟巍华 徐帅 赵迎超 宁广胜 杨文 
国家重点研发计划资助项目(2017YFB0702200)。
小冲杆试验方法以其所需测试样品尺寸小而带来的样品感生放射性小等优势,越来越多地应用于核材料力学性能评价领域。本文设计了一套利用光栅尺直接测量样品变形的小冲杆试验装置,较传统装置精度有明显提高。利用该套装置对注量为10×10^...
关键词：国产A508-3钢 小冲杆 放射性 
国产A508-3钢288℃中子辐照考验
《中国原子能科学研究院年报》2019年第1期113-114,共2页王成龙 白冰 张长义 宁广胜 佟振峰 杨文 
国家重点研发计划资助项目(2017YFB0702200)
对国产反应堆压力容器用A508-3钢在实验堆中进行了中子辐照考验,用于材料后续的辐照力学性能研究。考验温度为实际服役温度288℃,快中子注量为5×1019 cm-2(E>1 MeV)。中子辐照考验在中国原子能科学研究院49-2游泳池堆H8湿孔道开展。为...
关键词：反应堆压力容器 堆芯物理参数 辐照装置 快中子注量 实验堆 中子辐照 中国原子能科学研究院 服役温度 
适用于放射性样品的小冲杆试验装置
《中国原子能科学研究院年报》2019年第1期111-112,共2页王成龙 钟巍华 白冰 张长义 宁广胜 佟振峰 杨文 
国家重点研发计划资助项目(2017YFB0702200)
由于小冲杆试验样品较小,很难通过在热室中使用机械手操作完成试验。为了对放射性样品进行小冲杆试验,设计了1套针对放射性试样的小冲杆试验装置,以减少操作人员的受照剂量。试验装置示意图如图1所示。试验前,将顶丝旋紧固定住冲杆,将...
关键词：温度探测器 放射性 小冲杆试验 受照剂量 试验装置 陶瓷球 顶丝 力矩扳手 
反应堆内17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料长时间服役后的热老化脆化行为与断裂机制被引量：3
《原子能科学技术》2019年第3期403-407,共5页张长义 白冰 王瀚霄 杨文 
国家自然科学基金资助项目(11575295)
核电站主蒸汽系统中的阀杆等关键部件常用材料为17-4PH马氏体不锈钢,在300℃左右的高温环境下,该材料会随服役时间的延长发生热老化脆化,具体表现为韧脆转变温度(DBTT)升高、上平台能量降低和硬度增加,对反应堆的安全运行构成潜在威胁...
关键词：热老化脆化 马氏体板条 小角度晶界 电子背散射衍射 
反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝热老化脆化行为研究
《原子能科学技术》2018年第7期1243-1249,共7页王成龙 佟振峰 张长义 杨兴旺 宁广胜 杨文 
国家重点研发计划资助项目(2017YFB0702200)
对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430h(服役温度归一化到300℃)。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通...
关键词：反应堆压力容器 Ni-Cr-Mo-V钢焊缝 杂质元素偏析 非硬化脆化 
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