盛朝阳

作品数：8被引量：37H指数：4
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供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>
发文主题：压水堆核电站应力腐蚀蒸汽发生器EPRAP1000更多>>
发文领域：核科学技术金属学及工艺动力工程及工程热物理水利工程更多>>
发文期刊：《核动力工程》《腐蚀科学与防护技术》《焊接》《核科学与工程》更多>>
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ASME规范的设计安全系数及调整因素被引量：2
《核安全》2019年第1期13-16,共4页盛朝阳 路燕 高晨 徐宇 王庆 
本文介绍美国机械工程师学会(ASME)《ASME锅炉及压力容器规范》设计安全系数的变化历史,设计安全系数包含的因素,重点介绍了ASME第III卷安全一级设备设计系数取值的主要考虑因素,以及1999年第III卷安全二、三级设备安全系数由4调整为3....
关键词：安全系数 安全级设备 许用应力限值 
核动力厂蒸汽发生器模态分析被引量：2
《核安全》2018年第4期37-43,共7页路燕 初起宝 徐宇 高晨 盛朝阳 
大型先进压水堆及高温气冷堆核电站项目;项目编号:2011ZX06002010
本文给出了蒸汽发生器的设备简化过程和方法,并对蒸汽发生器简化模型进行模态分析,将分析结果与设计方模型的模态分析结果进行比较,以验证设计的合理性,结果证明二者基本一致。
关键词：蒸汽发生器 核动力厂 模型分析 
国内压水堆核电站设备材料应力腐蚀问题及安全管理被引量：12
《腐蚀科学与防护技术》2016年第3期283-287,共5页孙海涛 凌礼恭 吕云鹤 盛朝阳 高晨 王臣 马若群 张新 贾盼盼 
介绍了压水堆核电站机械设备材料(包括奥氏体不锈钢和镍基合金)应力腐蚀问题的国际及国内研究和工程现状,在分析国内压水堆核电站设备材料失效案例的基础上,对国内核电站设备材料应力腐蚀的预防、缓解和处理提出了建议。
关键词：应力腐蚀 压水堆核电站 一回路水应力腐蚀开裂 奥氏体不锈钢 镍基合金 
OVERLAY堆焊技术在核电设备维修中的应用被引量：11
《焊接》2015年第9期53-56,75,共4页孙海涛 盛朝阳 高晨 王臣 凌礼恭 贾盼盼 
核电用奥氏体不锈钢和镍基合金的应力腐蚀问题常导致管道等设备产生缺陷和失效。OVERLAY堆焊技术是针对应力腐蚀问题的实用可靠修复手段,通过堆焊一定尺寸的耐应力腐蚀镍基合金材料,形成新的压力边界(密封)焊缝和结构加强。在实际应用...
关键词：OVERLAY堆焊 应力腐蚀 Ω焊缝 残余应力 52M合金 
CPR1000蒸汽发生器二次侧三维稳态热工水力分析被引量：4
《原子能科学技术》2015年第7期1227-1231,共5页莫少嘉 盛朝阳 任红兵 秦加明 左超平 
采用三维稳态分析软件GENEPI,对CPR1000蒸汽发生器二次侧管束区进行了热工水力计算,利用多孔介质及局部阻力系数来表征传热管及各几何部件的复杂结构和压降影响,得到了二次侧管束区流场、温度场等的分布情况。计算结果表明:管束区最大...
关键词：蒸汽发生器 三维 热工水力 GENEPI 
三代压水堆核电站核岛主设备安全特征分析被引量：1
《核科学与工程》2015年第3期493-497,共5页孙海涛 李海龙 盛朝阳 高晨 王臣 凌礼恭 贾盼盼 
为了满足"三代"核电技术要求,三代压水堆核电站核岛主设备在容量、设计寿命和安全裕量等方面均进行了优化设计。本文对AP1000和EPR等机型核岛主设备的技术特征、改进目标和改进方法等进行了分析,为核电厂的设备运行和改造、新电厂的设...
关键词：三代压水堆 先进轻水堆用户要求文件 AP1000 EPR 
AP1000与EPR机组在役检查的差异性比较与分析
《核安全》2015年第1期38-44,共7页王臣 孙海涛 盛朝阳 高晨 
大型先进压水堆科技重大专项之内陆厂址环境评价关键技术研究;课题编号2009ZX06004-022
定期对核电厂实施在役检查是保障核电厂安全运行的重要手段之一。本文通过对国内第三代核电机组适用的在役检查相关法规标准的解读,结合AP1000机组与EPR机组的机械设备核心设备的各自设计特点,分析比较两者包括检查项目、在役检查周期...
关键词：AP1000 EPR 在役检查 差异性 
M310堆型核电站役前检查与系统水压试验实施时机探讨被引量：5
《核动力工程》2013年第5期135-138,共4页孙海涛 张跃 王臣 盛朝阳 贾盼盼 
通过对核安全导则HAD103/07、RSE-M规范、ASME规范第XI卷和法国1999法令等相关文件的解读,结合目前国内压水堆核电站役前检查的工程实践,分析役前检查与水压试验的相互影响,形成对机组一回路役前检查与系统水压试验实施时机的技术方案。
关键词：压水堆核电站 役前检查 系统水压试验 实施时机 
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