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遆文新: 作品数：26被引量：106H指数：5; 导出分析报告; 供职机构：苏州热工研究院有限公司更多>>; 发文主题：热老化核电厂堆内构件核电站高温气冷堆更多>>; 发文领域：核科学技术电气工程经济管理金属学及工艺更多>>; 发文期刊：《绝缘材料》《混凝土》《材料导报（纳米与新材料专辑）》《铸造技术》更多>>; 所获基金：国家高技术研究发展计划江苏省自然科学基金国家重点基础研究发展计划中国博士后科学基金更多>>

传热管双端断裂事故工况下炭堆内构件材料性能退化行为研究: 《炭素技术》2024年第5期17-20,共4页韩姚磊詹英杰关矞心李寅遆文新孙云雪彭群家; 国家科技重大专项“高温堆示范工程关键设备老化防腐技术研究”(2018ZX06906013)。; 高温气冷堆炭堆内构件由含B4C的石墨材料制备而成。在蒸汽发生器传热管双端发生断裂事故工况时,将约有600 kg水汽泄漏到回路,导致炭堆内构件发生腐蚀,使其性能退化,影响高温气冷堆的长期安全可靠运行。以炭堆内构件材料为研究对象,研究...; 关键词：高温气冷堆炭堆内构件腐蚀力学性能

堆内构件用石墨材料机械性能试验标准对比分析: 《炭素技术》2024年第5期21-27,共7页关矞心詹英杰韩姚磊李寅遆文新孙云雪张青雨叶弘熙; 国家重大科技专项(2018ZX06906013)。; 石墨材料在高温气冷堆堆内构件中有重要应用,因此选择适当的机械性能试验标准对于确保核电厂安全运行至关重要。本文针对陶瓷堆内构件材料的机械性能,选取了常用性能指标,如抗拉强度、抗折强度、抗压强度和断裂韧性,并对国内外标准进行...; 关键词：堆内构件石墨机械性能试验标准

陶瓷堆内构件热老化行为研究现状: 《炭素技术》2023年第5期25-29,共5页韩姚磊詹英杰遆文新李寅关矞心孙云雪彭群家; 国家科技重大专项“高温堆示范工程关键设备老化防腐技术研究”(2018ZX06906013)。; 高温气冷堆陶瓷堆内构件采用石墨材料制备。在长期服役过程中由于氧化性气体杂质及事故工况引入水蒸气等原因,石墨将发生氧化,导致陶瓷堆内构件热老化,影响高温气冷堆的长期安全可靠运行。本文对有关陶瓷堆内构件用石墨材料的氧化行为...; 关键词：陶瓷堆内构件氧化热老化高温气冷堆

高温气冷堆陶瓷堆内构件热老化试验平台开发被引量：1: 《装备环境工程》2023年第4期72-78,共7页林泽泉王庆武詹英杰遆文新彭群家龚兵; 国家科技重大专项(2018ZX06906013)。; 目的开发一种试验平台模拟高温气冷堆正常工况、氧化腐蚀工况和事故工况试验条件,研究陶瓷堆内构件的氧化腐蚀行为和长期服役热老化规律。方法通过分析高温气冷堆陶瓷堆内构件服役环境特征,确定试验平台开发技术要求,其主要部件包括...; 关键词：高温气冷堆陶瓷堆内构件氧化腐蚀热老化试验平台

磨损对蒸汽发生器690合金传热管应力腐蚀裂纹萌生行为的影响: 《稀有金属材料与工程》2022年第10期3547-3553,共7页梅金娜韩姚磊彭群家蔡振王鹏遆文新; Natural Science Foundation of Jiangsu Province(BK2018117,BK20180210);Scientific Research and Innovation Project of China General Nuclear Power Group(3100129119);National Science and Technology Major Project of China(2019ZX06005003)。; 传热管是蒸汽发生器(SG)最关键的部件,起到一、二回路换热的作用,是防止放射性泄漏的重要安全屏障。在高温碱性溶液中进行了磨损690合金传热管的慢应变速率拉伸试验(SSRT)。采用扫描电子显微镜、电子背散射衍射和透射电子显微镜分析了69...; 关键词：镍基690合金高温碱性溶液磨损应力腐蚀开裂

基于KBRF算法的镍基690合金应力腐蚀裂纹扩展速率预测模型被引量：1: 《稀有金属材料与工程》2022年第4期1304-1311,共8页梅金娜王鹏韩姚磊蔡振遆文新彭群家薛飞; 国家重点研发计划(2017YFB0702200);江苏省基础研究计划(自然科学基金)面上项目(BK20181177)。; 镍基690合金广泛用于压水堆核电站核岛主设备关键部件及焊缝,高温高压水环境应力腐蚀开裂(SCC)是其潜在的失效机理。由于SCC行为影响因素多达二十余种,因此存在参数化模型预测精度不高的问题。本研究通过融合随机森林机器学习算法(rando...; 关键词：镍基690合金应力腐蚀裂纹扩展机器学习 KBRF

堆芯中子通量测量系统指套管磨损分布规律及处理准则优化研究被引量：3: 《装备环境工程》2022年第1期101-106,共6页蔡振梅金娜王鹏遆文新; 国家科技重大专项(2019ZX06005003);中国广核集团尖峰计划项目(3100099562)。; 目的分析堆芯中子通量测量系统指套管磨损分布规律,提出处理准则优化建议。方法统计了指套管在堆芯不同位置的磨损数量,分析了指套管磨损分布规律。结合指套管和导向管的结构特点和视频检查结果,分析了指套管的磨损原因,并提出了指套管...; 关键词：核电站堆芯中子通量测量系统指套管磨损分布规律磨损原因

基于磁性多参数的铸造奥氏体不锈钢热老化状态评估研究: 《核科学与工程》2021年第2期440-445,共6页史芳杰李乾武杨广宇薛飞遆文新; 研究了应用磁性无损检测方法评估核电站主管道用铸造奥氏体不锈钢(CASS)的热老化状态,结果表明在400℃下热老化不同时间,CASS的冲击功随着热老化时间延长逐渐降低,受材料组织不均应等因素影响,单一磁性参数与CASS的热老化时间之间无对...; 关键词：铸造奥氏体不锈钢热老化磁性多参数

沉淀硬化马氏体不锈钢热老化脆化的热电势检测研究被引量：4: 《核动力工程》2019年第6期135-139,共5页薛飞史芳杰孙琦褚英杰遆文新黄飞; 研究了17-4PH沉淀硬化马氏体不锈钢在400℃下不同时效时间力学性能和热电势变化规律,提出了热电势和冲击韧性的经验公式,并通过在核电厂服役13 a的主蒸汽隔离阀阀杆进行验证。验证结果显示,随着时效时间的延长,材料的冲击韧性下降,屈服...; 关键词：17-4PH 热电势力学性能无损检测

核电厂安全壳钢衬里的腐蚀防护与控制初探被引量：3: 《腐蚀与防护》2019年第1期61-65,共5页廖开星吴剑剑李毅遆文新; 安全壳钢衬里是防止核泄漏的第三道安全屏障,腐蚀是其主要老化机理之一。随着核电厂服役时间的增加,钢衬里腐蚀逐渐呈现上升的趋势,可能导致钢衬里的密封性下降,并影响核电厂的长寿期安全运行。根据国内外腐蚀事件及其检查数据,分析钢...; 关键词：安全壳钢衬里腐蚀防护

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