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1.
反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素.本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响因素进行探讨,提出可在国内自主研发与制造的二代改进型及三代核电上实施的满足RPV 60年设计寿命的几项优化措施.  相似文献   
2.
反应堆压力容器是压水堆核电厂的关键设备之一,其设计寿命是核电厂寿命的关键因素。从反应堆压力容器的材料、结构设计和在役监督等方面,通过对比分析M310,CNP1000,AP1000和EPR等堆型反应堆压力容器设计,对影响其60年设计寿命的因素进行探讨,同时结合国内反应堆压力容器制造情况,提出满足反应堆压力容器60年设计寿命的一些优化措施。  相似文献   
3.
将电熔增材制造反应堆压力容器16MND5钢在450℃下时效至3 000 h,通过力学性能测试和组织观察,分析老化时间对其组织和力学性能的影响。研究结果表明:随着热老化时间的延长,试样的抗拉强度和屈服强度分别提高5 MPa和6 MPa,断后伸长率和断面收缩率保持不变;试样的裂纹稳定扩展能量W_(p1)降低,导致裂纹扩展能量W_p降低,从而使总的冲击能量W_t降低47 J;长时热老化前后组织依然为先共析铁素体和粒状贝氏体。  相似文献   
4.
反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RPV为例,对主螺栓与法兰螺孔的设计进行分析和讨论,并结合核电厂安装及运行中出现的典型螺纹损伤案例,对螺纹损伤原因进行分析,最后对螺栓法兰设计提出改进建议,以减少RPV主螺栓和螺孔螺纹损伤事故,降低螺纹损伤的风险。  相似文献   
5.
采用电熔增材制造技术打印了反应堆压力容器16MND5钢环件,并对其周向不同位置处的组织和性能进行了分析。结果表明:电熔增材制造反应堆压力容器16MND5钢环件的力学性能都满足RCC-M核电规范要求,强度和塑性均匀,没有明显尺寸效应,位错强化和弥散强化的综合作用使得材料的整体强度很高。周向3个位置的-20℃、0℃和20℃平均冲击吸收能量方差计算结果表明,在0℃时的平均冲击吸收能量没有明显的尺寸效应,而在-20℃和20℃时的平均冲击吸收能量有明显的尺寸效应,这与大尺寸铁素体或多边形状铁素体的存在,易成为裂纹扩展的通道有关。大量细小均匀分布的碳化物存在对冲击韧性有益,细晶强化作用显著提高材料的韧性,消除混晶则在现有的基础上进一步提升材料的冲击韧性。  相似文献   
6.
研究了Z3CN20.09M不锈钢在热老化1000、6000、10000和30000 h后在350℃下的低周疲劳性能。结果表明,应变幅值较低(0.3%、0.4%)的条件下,热老化时长对Z3CN20.09M不锈钢的低周疲劳寿命影响不是十分显著,但在应变幅值较高(0.6%、0.8%)的条件下,热老化时长对疲劳寿命的影响较为明显。采用Basquin-Manson-Coffin模型对Z3CN20.09M不锈钢在350℃下的低周疲劳寿命进行预测,疲劳寿命在两倍寿命分散带内,可适用于350℃下Z3CN20.09M不锈钢的低周疲劳寿命预测。  相似文献   
7.
反应堆压力容器接管安全端焊缝为异种金属焊缝,使用690合金过渡连接低合金钢与不锈钢,制造过程中690焊材易产生微裂纹、未熔合和氧化物夹杂等缺陷。通过分析缺陷产生机理并结合实际制造情况,研究化学成分、焊接方法、工艺参数、辅助工艺措施以及坡口结构等对690镍基焊材焊接缺陷敏感性的影响。结果表明,合理控制合金元素含量可达到降低结晶裂纹敏感性的目的;适当减少焊接热输入,避免熔池过热,可降低裂纹和未熔合敏感性;控制坡口收缩变形,能够避免对焊接质量的不利影响。  相似文献   
8.
从消除应力热处理循环次数、热处理保温温度、热处理保温时间和热处理类别4个因素考虑,研究了8种不同的热处理工艺条件下电熔增材制造材料EAM 16MND5强度、冲击韧性和微观组织的变化情况。材料内部应力对材料强度的影响较大,在消除应力后,不同的热处理循环次数、热处理温度对材料强度影响较小;模拟焊后热处理时间对材料强度影响较小,但是对冲击韧性的影响较大,且经过两次消应力热处理循环的材料冲击性能优于一次消应力热处理的材料;消应力热处理和模拟焊后热处理过程中,碳化物有向晶界扩散、并在晶界聚集的倾向。  相似文献   
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