张敬才

作品数：12被引量：31H指数：3
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发文主题：反应堆压力容器压力容器国产化压水堆核电厂核反应堆更多>>
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压力容器水压试验压力及其利弊分析被引量：6
《核动力工程》2016年第4期34-38,共5页张敬才 胡幼明 
对现行压力容器规范规定的压力容器水压试验的压力、利弊等进行讨论,指出水压试验压力约为塑性失稳压力的40%～45%,其应力准则允许的压力约为塑性失稳力的50%～75%;水压试验是压力容器检漏、强度验证的一种实用有效的试验方法和检查技术...
关键词：压力容器 水压试验压力 水压试验利弊 
NRC-RG1.99-2中LWR-RPV辐照脆化效应预计公式讨论被引量：2
《核动力工程》2009年第6期1-7,共7页张敬才 
以关注轻水反应堆压力容器(LWR-RPV)寿命为焦点,着重探讨了NRC-RG1.99-2中辐照脆化预计公式应用的局限性和不保守性;并建议对目前新建造的LWR-RPV的辐照脆化预计由新的公式取代或修改NRC-RG1.99-2中的公式。
关键词：RPV寿命 辐照脆化 RG1.99-2 
压水堆核电厂核岛主设备国产化关注点——大型锻件被引量：3
《中国核电》2009年第1期38-41,共4页张敬才 
以核岛RPV和SG用低合金钢大型锻件为对象,分析了其重要性、供需、成熟性,以及法国20世纪七八十年代规模化发展核电的经验,力挺以进一步深入科研、集中、标准化的做法,加速提升国产大型锻件的供货能力。
关键词：核电厂 核岛主设备 大型锻件 
无损检测技术在秦山二期核反应堆压力容器制造中的应用
《中国核电》2008年第4期304-308,共5页罗英 米小琴 钟元章 张敬才 
论述了多种无损检测技术在秦山二期1号和2号机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项,根据1号和2号机组反应堆压力容器制造过程中无损检测的经验反馈,结合新版的检查规范,在3号和4号机组反应堆...
关键词：秦山二期 核反应堆 压力容器 无损检测 
秦山二期工程反应堆压力容器管座焊接设计和工艺研究
《核动力工程》2007年第z1期48-52,共5页罗英 米小琴 魏亚东 钟元章 曹锐 张敬才 
秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有3种类型的管座.重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接没计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响.介绍了焊接工艺中控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施.还根据1#和2#机...
关键词：秦山二期 反应堆压力容器 管座焊接 
核电设备国产化中的标准体系建设问题被引量：2
《核动力工程》2004年第4期289-292,296,共5页张敬才 周跃民 
法国核电标准体系包括法令法规、基本安全导则(RFS)、RCC系列技术标准及技术文件。RCC标准覆盖了整个核电厂的设计和建造。基本上是一个封闭式标准体系。秦山核电二期工程采用的设计和建造标准是RCC系列标准,其核岛机械设备的设计和建...
关键词：核电设备 国产化 标准体系 建议 
在役反应堆压力容器延寿探讨被引量：7
《核动力工程》2003年第4期293-296,共4页张敬才 
概述了反应堆压力容器辐照脆化的相关标准,分析了限制反应堆压力容器寿命因素,策划了反应堆压力容器延寿前应完成的辐照脆化研究及技术准备工作,提出了实现在役反应堆压力容器延寿的构想。
关键词：反应堆压力容器 延寿 辐照监督 
秦山核电二期工程反应堆压力容器及其寿命预计被引量：3
《核动力工程》2003年第z1期130-133,137,共5页张敬才 
介绍了秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)的设计思想和背景;说明了RPV产品的基本特征;按照NRC-RG1.99(Rev2)规定给出了快中子(E>1Mev)辐照损伤计算结果;并对RPV的使用寿命进行了计算,结果表明,在堆芯核设计和燃料管理不作任何优化时...
关键词：RPV设计 辐照损伤 使用寿命 
秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动综合评价被引量：3
《核动力工程》2003年第z1期82-86,113,共6页叶奇蓁 张敬才 黄坚持 臧峰刚 刘崇都 何大明 胡正林 
为了保证秦山核电二期工程反应堆堆内构件的结构完整性,对其流致振动行为进行了综合评价。评价内容包括:理论分析、比例模型试验研究、现场实测和热态功能试验前后的全面检查。评价结果表明,秦山核电二期工程堆内构件流致振动行为完全...
关键词：堆内构件 流致振动 综合评价 
核电设备国产化现状及启示被引量：1
《东方电气评论》2001年第2期73-78,共6页张敬才 
就中国核电政策和世界核电发展趋势,阐述了我国核电设备国产化面临的发展机遇和严峻挑战,概述了我国核电设备国产化现状、制约因素及建议采取的对策。
关键词：核电设备 国产化 压水堆核电站 
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