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堆内构件用石墨材料机械性能试验标准对比分析

Comparative analysis of mechanical performance testing standards for graphite materials used in reactor internals
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摘要 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了对比分析。通过比较标准之间的技术差异,分析了不同标准对试验结果的影响,为高温气冷堆堆内构件材料机械性能测试和评估提供参考和指导。 Graphite materials have important applications in the internal components of high temperature gas-cooled reactors,so selecting appropriate mechanical performance testing standards is crucial for ensuring the safe operation of nuclear power plants.This article selects common performance indicators such as tensile strength,flexural strength,compressive strength,and fracture toughness for the mechanical properties of ceramic stack internal component materials,and compares and analyzes domestic and foreign standards.By comparing the technical differences between standards,the impact of different standards on test results was analyzed,which could be helpful for providing reference and guidance for the mechanical performance testing and evaluation of graphite materials used in hightemperature gas-cooled reactor internals.
作者 关矞心 詹英杰 韩姚磊 李寅 遆文新 孙云雪 张青雨 叶弘熙 Guan Yu-xin;Zhan Ying-jie;Han Yao-lei;Li Yin;Ti Wen-xin;Sun Yun-xue;Zhang Qing-yu;Ye Hong-xi(Suzhou Nuclear Power Research Institute Co.,Ltd.,Jiangsu Suzhou 215004,China;National Engineering Research Center for Nuclear Power Plant Safety&Reliability,Jiangsu Suzhou 215004,China;Huaneng Shandong Shidao Bay Nuclear Power Co.,Ltd.,Shandong Rongcheng 264312,China)
出处 《炭素技术》 CAS 北大核心 2024年第5期21-27,共7页 Carbon Techniques
基金 国家重大科技专项(2018ZX06906013)。
关键词 堆内构件 石墨 机械性能 试验标准 Reactor internals graphite mechanical performance testing standard
作者简介 关矞心(1981-),女,硕士,高级工程师,从事核电材料检验检测技术研究,E-mail:yuxinguan@sina.com。
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参考文献5

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  • 1徐世江.核石墨研发的设想[J].炭索技术,2010,29(3):55-60.
  • 2Chen F B, Zhang Z Y, Zheng Y H, et cd. Current status of the code validation work using the HTR-I3 test data [C]//Proceedings of HTR 2010, Prague, Czech Republic, October 18-20, 2010: 99.
  • 3Zhang Z Y, Wu Z X, Sun Y L, et d. Design aspects of the Chinese modular high-temperature gas-cooled reactor HTR-PM [J]. Nuclear Engineering and Design, 2006, 236(5-6): 485-490.
  • 4张作义,吴宗鑫,何树延,等.高温气冷堆核电站示范工程部分设备的创新研发[C].中国核能可持续发展论坛.北京:中国核能行业协会,2010:74-81.
  • 5DIN51914-1985. Testing of carbon materials; determination of tensile strength; solid matters[S]. Berlin: DIN, 1985.
  • 6中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局.GB/T13465.32002.不透性石墨材料抗压强度试验方法[S].北京:中国标准出版社,2003.
  • 7中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局.GB/T13465.22002不透性石墨材料抗弯强度试验方法[S].北京:中国标准出版社,2003.
  • 8KTA-3232反应堆压力容器内的陶瓷堆内构件[S].德国:德国核技术委员会,1992.
  • 9高明山.NBG-18核石墨拉伸强度实验研究[D].北京:清华大学,2006.
  • 10亢方亮.高温气冷堆国产核石墨拉伸强度实验研究[D].北京:清华大学.2008.

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