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1.
以CAP1400核电站钢制安全壳SA738 Gr.B对接焊缝为研究对象,采用超声波冲击处理(UIT)设备,对焊缝热影响区分别进行了不同工艺参数下的超声波冲击处理,研究分析不同的冲击工艺参数对SA738 Gr.B钢焊接接头残余应力和显微硬度的影响规律。研究结果表明,超声波冲击通过宏观塑性变形及细化晶粒并引发微观位错运动和增殖,消除了表面的残余拉应力,同时对表面硬度产生强化作用。试验发现SA738 Gr.B材料的应力消除率和显微硬度随超声波冲击电流和冲击时间的增加而上升的过程中存在临界值,当冲击时间≥240 s,冲击电流≥2.1 A时达到临界饱和,应力消除率高达145%,显微硬度强化31.9%。  相似文献   
2.
根据钢制安全壳的结构尺寸、建造方式和焊后热处理要求,分析对比了适宜钢制安全壳焊后热处理的加热方式,并通过应用证明了局部焊后热处理的可行性。结合工程经验,提出了推动厚度小于60 mm的SA-738 Gr.B钢板免除焊后热处理,或采用超声波冲击处理代替焊后热处理的建议。  相似文献   
3.
钢制安全壳是非能动安全压水堆核电站非能动安全壳冷却系统的重要组成部分,是一个带有上下椭圆形封头的独立式圆柱形容器,其大型椭圆形封头的制造难点是大尺寸、多曲率、高强度、调质处理的中厚板封头瓣片的成形。通过对各种封头瓣片冲压成形方法的分析,针对钢制安全壳封头瓣片尺寸、形状及材质方面的特点,介绍了钢制安全壳封头瓣片适用的成形方法及要求;介绍了钢制安全壳封头瓣片温模压成形精度保障措施。通过实践,验证了钢制安全壳封头瓣片温模压成形方法的合理性。  相似文献   
4.
基于SYSWELD软件对钢制安全壳筒体环建立了有限元模型,对拟定的筒体纵焊缝热处理工艺采用有限元法进行了模拟分析,计算了热处理后的畸变和残余应力,并将数值模拟分析的畸变数据与实测数据进行了对比,证明了拟定的工艺满足产品技术要求,可为超大型容器局部焊后热处理提供参考。  相似文献   
5.
本文对AP1000钢制安全壳结构完整性试验方法与流程进行介绍,总结了试验的难点与重点,通过对试验数据结果进行分析,说明根据本文中的安全壳结构整体性试验方法能够模拟设计基准事故工况下的安全壳状态,此方法具备分析安全壳在极限状态的强度数据的能力。  相似文献   
6.
探讨ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第Ⅰ册NE分卷MC级部件焊后热处理温度范围,模拟焊后热处理的目的意义。结合焊后热处理的预期目的、材料特性、结构特点、工程建造等综合考虑制定焊后热处理的工艺参数及加热方式,并提出局部焊后热处理加热方式可借鉴ASME第Ⅷ卷第Ⅰ册。  相似文献   
7.
基于ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NE分卷对焊后热处理的规定,结合CAP1400钢制安全壳结构形式、材质要求,确定需进行焊后热处理的焊缝范围。结合工程建造特点,对贯穿件套筒与补强板焊缝进行炉内整体热处理,筒体纵焊缝、环焊缝、补强板与筒体焊缝进行局部焊后热处理。为控制焊后热处理的变形,筒体纵焊缝采用单条或多条对称加热、筒体环焊缝及设备闸门补强板焊缝采用分段加热方式,通过试验确定局部焊后热处理的加热带宽度、隔热带宽度和厚度,保证均温带温度达到595℃~620℃的设计要求。  相似文献   
8.
液态燃料钍基熔盐实验堆滞留盘管是熔盐堆尾气处理系统的重要核安全级设备,为尾气中短寿命核素衰变提供封闭环境,同时去除衰变热,降低其后碘吸附床和活性炭吸附床的温度。本文介绍了业主提供的2 MWt液态燃料钍基熔盐实验堆滞留盘管原设计方案中存在的问题及结构优化后的新设计方案。优化后的滞留盘管设计方案具有散热性好、泄漏点少(焊缝少)、容易施焊、便于检测监控维修、用材少等优点,具有较好的可靠性和经济性。   相似文献   
9.
"模块化建造"是AP1000核电技术提出的重要理念,可以有效缩短建设工期。在AP1000依托项目钢制安全壳的建造过程中,受设计、制造、施工进度等各方面的影响,部分施工在核岛完成,对安全、质量、进度均产生了一定程度的影响。文章根据依托项目钢制安全壳的建造实践,从设计、车间预制及现场安装三个方面总结优化建议,提高模块化建造水平,同时对节约的工期进行了量化分析。  相似文献   
10.
基于无机富锌涂层优良的防腐性能和热传导性能,AP1000核电站钢制安全壳广泛采用了无机富锌涂层进行防护。通过对不同厂商的无机富锌涂层直线对接工艺研究,获得了一整套对接施工工艺,研究了接缝区域的力学性能并对两种涂层的颜色进行了对比分析。在工程实践中实现了同一台安全壳设备采用不同厂商的无机富锌涂层对接施工,降低了工程建设中受单一涂层制约的风险。  相似文献   
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