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国内压水堆核电厂反应堆压力容器的概率断裂分析与讨论
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作者 曾鑫 谈建平 +4 位作者 任千一 刘长军 冯楚然 邓伟 马超 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第6期1343-1351,共9页
反应堆压力容器(RPV)长期运行受辐照及环境影响而持续老化,脆性断裂风险增加,考虑到材料性能、裂纹尺寸等关键因素具有随机性,传统的基于确定论的评定方法无法反映含缺陷RPV的可靠性,因此评估RPV在各类瞬态工况下的结构完整性和可靠度... 反应堆压力容器(RPV)长期运行受辐照及环境影响而持续老化,脆性断裂风险增加,考虑到材料性能、裂纹尺寸等关键因素具有随机性,传统的基于确定论的评定方法无法反映含缺陷RPV的可靠性,因此评估RPV在各类瞬态工况下的结构完整性和可靠度是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题。以国内某压水堆核电厂RPV堆芯带区为研究对象,采用概率分析软件FAVOR,进行了RPV在承压热冲击工况和低温超压工况下的概率断裂评价及参数敏感性分析,对比了美国老电厂RPV和国内新电厂RPV在同一低温超压工况下可靠度的差异。结果表明:国内新电厂RPV在选定的典型瞬态工况下的失效频率(TWCF)均值满足<1×10^(-6)/(堆·年)的准则要求;材料Cu含量和缺陷尺寸对TWCF有显著影响;热预应力带来的增韧效应以及较低的初始参考无延性转变温度能有效降低RPV的失效风险;新电厂RPV材料Cu含量较少、堆焊层厚度较厚、无轴向焊缝结构,这些因素是导致新电厂RPV在低温超压工况下的TWCF远低于老电厂RPV的主要原因。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 概率断裂力学 FAVOR程序 承压热冲击 低温超压
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反应堆压力容器用金属C形密封环力学及密封特性研究 被引量:1
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作者 段成红 刘玮琦 罗翔鹏 《压力容器》 北大核心 2024年第12期23-31,共9页
为研究反应堆压力容器用金属C形密封环的力学及密封特性,采用有限元分析法对其进行模拟仿真,并与试验结果对比验证了模型的准确性和可靠性。在此基础上,分析了C形密封环所处温度、材料等参数对其压缩回弹特性曲线、回弹率、接触压力、... 为研究反应堆压力容器用金属C形密封环的力学及密封特性,采用有限元分析法对其进行模拟仿真,并与试验结果对比验证了模型的准确性和可靠性。在此基础上,分析了C形密封环所处温度、材料等参数对其压缩回弹特性曲线、回弹率、接触压力、接触宽度等力学特性和密封特性的影响。结果表明,C形密封环在高温环境下的压缩回弹性能和密封性能均差于常温环境;C形密封环各部分材质对其压缩回弹性能和密封性能存在影响,并提出了一组性能较优的材料组合,可为C形密封环的实际工程应用提供参考。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 金属C形密封环 密封特性 压缩回弹特性曲线 接触压力
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低铜合金反应堆压力容器钢辐照脆化预测评估模型 被引量:15
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作者 佟振峰 林虎 +5 位作者 宁广胜 张长义 钟巍华 乔建生 杨文 杨启法 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第B12期103-108,共6页
反应堆压力容器(RPV)材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型,揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低铜... 反应堆压力容器(RPV)材料辐照脆化预测评估对保证核反应堆安全运行、预防重大灾难性事故的发生具有重要意义。通过深入了解RPV材料辐照损伤机理和分析国外较为成熟的RPV辐照脆化预测模型,揭示了国外有关压力容器辐照脆化预测模型对低铜RPV辐照脆化预测的不足及其原因。在此基础上,发展和建立了适用于低铜RPV辐照脆化趋势的预测模型CIAE-2009。利用辐照性能数据对CIAE-2009模型进行了验证。结果表明,CIAE-2009对低铜含量RPV材料辐照脆化趋势预测具有较高的准确性和可靠性。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 辐照脆化 预测模型
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核反应堆管道和压力容器的LBB分析 被引量:27
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作者 冯西桥 何树延 董铎 《力学进展》 EI CSCD 北大核心 1998年第2期198-217,共20页
管道和压力容器的破前漏(LBB)分析是在近二十年里发展起来的保证核反应堆结构安全性和可靠性的一种重要分析方法.本文综述了LBB分析的国内外研究和应用现状,介绍了一些典型的LBB分析方法以及LBB分析过程中遇到的一些主... 管道和压力容器的破前漏(LBB)分析是在近二十年里发展起来的保证核反应堆结构安全性和可靠性的一种重要分析方法.本文综述了LBB分析的国内外研究和应用现状,介绍了一些典型的LBB分析方法以及LBB分析过程中遇到的一些主要问题,尤其是与断裂力学相关的问题,包括韧性裂纹扩展的稳定性分析、裂纹张开面积和泄漏率的计算等.LBB问题的研究对于我国核能工业的发展具有重要的意义. 展开更多
关键词 管道 压力容器 LBB分析 反应堆 可靠性 断裂
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反应堆压力容器钢的辐照脆化预测模型研究 被引量:10
5
作者 王荣山 徐超亮 +4 位作者 黄平 刘向兵 任爱 陈骏 李承亮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第10期1862-1866,共5页
对反应堆压力容器(RPV)钢的辐照脆化进行预测是保证核电站长寿期安全运行的重要方法。通过深入分析国外已有RPV钢的辐照脆化预测模型,揭示了已有参数化预测模型的不足,在此基础上建立了新的预测模型PMIE-2012。利用辐照监督数据对PMIE-2... 对反应堆压力容器(RPV)钢的辐照脆化进行预测是保证核电站长寿期安全运行的重要方法。通过深入分析国外已有RPV钢的辐照脆化预测模型,揭示了已有参数化预测模型的不足,在此基础上建立了新的预测模型PMIE-2012。利用辐照监督数据对PMIE-2012的可靠性进行评价,结果表明,PMIE-2012对RPV钢的辐照脆化预测具有较高的准确性和可靠性。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 辐照脆化 预测模型
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反应堆压力容器法兰面沟槽尺寸参数对其金属O形环密封性能的影响 被引量:10
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作者 沈明学 李文静 +3 位作者 谢林君 励行根 魏世军 彭旭东 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第3期516-523,共8页
基于二维轴对称非线性弹塑性模型,对反应堆压力容器(RPV)用Inconel 718合金O形环进行了有限元分析,在试验验证的基础上探讨了筒体法兰面安装沟槽深度、沟槽间隙等关键参数对密封性能的影响。结果表明:镀银层对O形环的变形行为无实质影响... 基于二维轴对称非线性弹塑性模型,对反应堆压力容器(RPV)用Inconel 718合金O形环进行了有限元分析,在试验验证的基础上探讨了筒体法兰面安装沟槽深度、沟槽间隙等关键参数对密封性能的影响。结果表明:镀银层对O形环的变形行为无实质影响,在进行有限元分析时可忽略镀银层;沟槽深度和沟槽间隙是影响O形环密封性能的关键参数,所涉及的RPV用金属O形环的最佳有效沟槽深度在(11±0.25)mm范围内、沟槽间隙取0.6mm左右为宜。此外,O形环的安装和制造要求均极为苛刻,为保证O形环与沟槽间距的均匀性应严格控制好制造和安装等工序尺寸参数,从而提高密封性能。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 O形环 沟槽深度 沟槽间隙 密封性能
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承压热冲击瞬态下反应堆压力容器下降环腔内三维热工水力分析 被引量:6
7
作者 蒋兴 贺寅彪 张明 《压力容器》 北大核心 2020年第4期46-49,共4页
以压水堆核电厂承压热冲击分析评定技术研究(PTS确定性分析方法研究项目)为背景,针对核电厂PTS瞬态下RPV下降环腔内热工水力分析问题,基于通用计算流体动力学软件Fluent,采用合适的对流换热分析和湍流模型,建立了RPV下降环腔内的三维热... 以压水堆核电厂承压热冲击分析评定技术研究(PTS确定性分析方法研究项目)为背景,针对核电厂PTS瞬态下RPV下降环腔内热工水力分析问题,基于通用计算流体动力学软件Fluent,采用合适的对流换热分析和湍流模型,建立了RPV下降环腔内的三维热工流场分析模型,模拟分析RPV下降环腔内的三维流动与换热情况。重点模拟得到了RPV下降环腔内的三维流场分布和RPV内壁面的温度分布,并且在某些瞬态时刻得到了典型的热工水力现象即羽流(Plume)现象。得到的RPV下降环腔内详细的热工流场数据和羽流现象,为PTS下RPV应力分析和完整性提供了热工数据。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 承压热冲击 rpv下降环腔 羽流现象
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反应堆压力容器螺栓法兰连接设计与改进 被引量:18
8
作者 周高斌 罗英 +4 位作者 邱天 张亚斌 王小彬 曾鹏 谢国福 《压力容器》 2014年第3期70-76,共7页
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RP... 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。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 主螺栓 螺孔 螺纹损伤 改进
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反应堆压力容器大型锻件热加工质量控制研究 被引量:18
9
作者 阚玉琦 陈晓青 梁书华 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2009年第23期138-141,共4页
目前国际上普遍采用锻件制造反应堆压力容器,反应堆压力容器锻件的热加工的质量控制直接关系到反应堆压力容器部件的质量,反应堆压力容器部件制造质量是能否满足设计质量的关键。以某百万千瓦级核电站反应堆压力容器顶盖法兰锻件的生产... 目前国际上普遍采用锻件制造反应堆压力容器,反应堆压力容器锻件的热加工的质量控制直接关系到反应堆压力容器部件的质量,反应堆压力容器部件制造质量是能否满足设计质量的关键。以某百万千瓦级核电站反应堆压力容器顶盖法兰锻件的生产为例,针对锻件的特点,控制生产中重要工序的质量影响因素,过程控制中应注意的问题和避免出现质量问题的关键。分析如何通过对热加工质量的过程控制,得到满足设计要求的合格产品。主要涉及到炼钢、锻造、热处理等工序过程控制的实施。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 大型锻件 质量控制
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承压热冲击下材料特性对反应堆压力容器结构完整性的影响 被引量:7
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作者 曹明 贺寅彪 +1 位作者 张万平 黄庆 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期588-592,共5页
介绍了承压热冲击(PTS)分析的背景和研究现状,阐述了基于确定性断裂力学的反应堆压力容器(RPV)结构完整性分析方法。分析了材料性能模式(线弹性和弹塑性)和辐照效应对PTS下RPV结构完整性的影响。
关键词 反应堆压力容器 承压热冲击 断裂力学 弹塑性 辐照
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反应堆压力容器螺栓孔清洗机的研制 被引量:6
11
作者 洪龙 黄新东 +1 位作者 李鑫 谭宏伟 《组合机床与自动化加工技术》 北大核心 2013年第10期132-134,共3页
反应堆压力容器螺栓孔清洗机用于对压水堆核电站反应堆压力容器主螺栓孔的螺纹表面进行自动清洗、吸尘/水和抛光,以清除螺纹表面残留的防咬合剂及其他杂物,通过清洗,主螺栓孔可进行后续的视频检查及相关维修活动工作,以确保反应堆压力... 反应堆压力容器螺栓孔清洗机用于对压水堆核电站反应堆压力容器主螺栓孔的螺纹表面进行自动清洗、吸尘/水和抛光,以清除螺纹表面残留的防咬合剂及其他杂物,通过清洗,主螺栓孔可进行后续的视频检查及相关维修活动工作,以确保反应堆压力容器使用的安全可靠。通过使用清洗机进行反应堆螺栓孔清洗,还可显著降低现场维修人员辐射受照剂量,实现核电站辐射防护最优化的目标。文章主要介绍了该设备的研制方案和系统构成。实验结果表明该设备的清洗效果良好。 展开更多
关键词 反应堆 压力容器 螺栓孔 清洗机
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反应堆压力容器接管嘴内隅角应力强度因子计算研究 被引量:6
12
作者 张丽屏 苏东川 +1 位作者 高世卿 张瀛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第11期2042-2048,共7页
本文针对反应堆压力容器接管嘴内隅角,采用含真实裂纹的三维有限元法对温度与压力作用下应力强度因子的计算进行了研究。以某工程压力容器接管嘴内隅角为例,用含真实裂纹的三维有限元法和目前使用的简化工程算法对压力与热载荷作用下的... 本文针对反应堆压力容器接管嘴内隅角,采用含真实裂纹的三维有限元法对温度与压力作用下应力强度因子的计算进行了研究。以某工程压力容器接管嘴内隅角为例,用含真实裂纹的三维有限元法和目前使用的简化工程算法对压力与热载荷作用下的接管嘴内隅角应力强度因子进行了计算,并对两种方法的计算结果进行对比分析。结果表明:当简化工程算法得到的应力强度因子接近规范限值时,应对热载荷引起的应力强度因子进行详细有限元计算,以规避简化工程算法的不保守性给压力容器带来的快速断裂风险。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 内隅角 接管嘴 应力强度因子
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反应堆压力容器用Inconel 718合金O形环密封性能 被引量:5
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作者 沈明学 谢林君 +3 位作者 赵丽娜 励行根 王燕 彭旭东 《上海交通大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第12期1785-1791,共7页
基于二维轴对称非线性弹塑性模型,对反应堆压力容器(RPV)用Inconel 718合金O形密封环进行了有限元分析,在实验验证的基础上探讨了O形环压缩率、截面直径、管材壁厚和环外径等关键参数对密封性能的影响.结果表明:压缩率对其密封面接... 基于二维轴对称非线性弹塑性模型,对反应堆压力容器(RPV)用Inconel 718合金O形密封环进行了有限元分析,在实验验证的基础上探讨了O形环压缩率、截面直径、管材壁厚和环外径等关键参数对密封性能的影响.结果表明:压缩率对其密封面接触应力分布、大小以及变形特性有重要影响;增加O形环截面直径可提高其回弹性能,但也会引起密封线比压的下降,而壁厚对回弹量和线比压的影响与截面直径相反,但O形环外径对其回弹量和线比压的影响较小;工程上推荐RPV用O形密封环的压缩率控制为12%~16%、截面直径选择12.7 mm左右、壁厚取1.35~1.65mm,此时O形环可以达到较好的密封性能. 展开更多
关键词 反应堆压力容器 O形密封环 INCONEL 718合金 密封性能 变形特性
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田湾核电站反应堆压力容器承压热冲击分析 被引量:7
14
作者 初起宝 刘维平 +1 位作者 马静娴 李海龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第9期1619-1623,共5页
反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压... 反应堆压力容器(RPV)是核反应堆中不可替换的关键设备。田湾核电站在役前检查阶段,发现反应堆压力容器2#焊缝存在超标缺陷,2#焊缝处于堆芯筒体段,属强辐照区。为评价该缺陷的可接受性,采用有限元方法对反应堆压力容器2#焊缝进行了承压热冲击分析,在分析中考虑了小破口失水事故和安全阀误开启这两种最严酷工况。计算结果表明:有限元分析的结果与外国专家推荐方法的计算结果基本吻合,且田湾核电站反应堆压力容器2#焊缝寿期末的脆性转变温度小于最低容许脆性转变温度,能满足防脆断的设计要求。 展开更多
关键词 田湾核电站 反应堆压力容器 承压热冲击 防脆断
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反应堆压力容器材料辐照脆化预测模型研究 被引量:11
15
作者 乔建生 尹世忠 杨文 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第2期143-149,共7页
反应堆压力容器材料辐照脆化预测模型的研究对保证核反应堆安全运行、并预防重大灾难性事故的发生具有非常重要意义。本文基于RPV材料中Mn-Mo-Ni及Cr-Mo-V两种钢系的应用实际,分析了适用于RPV两类不同材料辐照脆化预测模型,研究了这些... 反应堆压力容器材料辐照脆化预测模型的研究对保证核反应堆安全运行、并预防重大灾难性事故的发生具有非常重要意义。本文基于RPV材料中Mn-Mo-Ni及Cr-Mo-V两种钢系的应用实际,分析了适用于RPV两类不同材料辐照脆化预测模型,研究了这些模型的物理思想和建模方法。首次提出了参数化模型和结构化模型的概念,充分肯定了参数化模型在反应堆压力容器材料辐照脆化预测方面的重要作用,并对结构化模型的发展前景及深入研究所面临的问题进行了讨论。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 辐照脆化 预测模型
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VVER-1000型反应堆压力容器热老化分析评估 被引量:4
16
作者 佟振峰 崔贞北 +5 位作者 赵继松 张长义 杨兴旺 王克江 刘维平 杨文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第5期903-908,共6页
本文系统介绍了VVER-1000型反应堆压力容器(RPV)的温度监督情况,针对田湾核电站1#机组RPV的温度监督测试结果进行分析,评价运行3年后RPV力学性能(包括拉伸、冲击、断裂韧性)变化行为及热老化脆化机理,评估了当前田湾RPV服役运行后的热... 本文系统介绍了VVER-1000型反应堆压力容器(RPV)的温度监督情况,针对田湾核电站1#机组RPV的温度监督测试结果进行分析,评价运行3年后RPV力学性能(包括拉伸、冲击、断裂韧性)变化行为及热老化脆化机理,评估了当前田湾RPV服役运行后的热老化脆化状态和温度监督的时间安排。结果表明,温度监督样品经过堆内高温环境考验后,焊缝材料表现出一定程度的脆化特征,但母材、热影响区脆化不明显。与康采恩模型的结果和俄罗斯数据相比较后,认为田湾核电站1#机组RPV热老化脆化情况在合理范围内。 展开更多
关键词 VVER-1000 反应堆压力容器 热老化脆化 温度监督
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基于阵列图像采集的反应堆压力容器主螺栓孔检查方法研究 被引量:7
17
作者 任荷 谭宏伟 +1 位作者 安彦波 瓮松峰 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第3期494-498,共5页
本文针对反应堆压力容器主螺栓孔,提出了基于阵列图像采集的检查方法,该方法使用阵列摄像机进行同步图像采集,利用高密度LED的条形光源辅助照明,采用字符叠加器将实时螺孔位置信息与视频信号叠加,并传输至硬盘录像机进行同步录像,合成... 本文针对反应堆压力容器主螺栓孔,提出了基于阵列图像采集的检查方法,该方法使用阵列摄像机进行同步图像采集,利用高密度LED的条形光源辅助照明,采用字符叠加器将实时螺孔位置信息与视频信号叠加,并传输至硬盘录像机进行同步录像,合成的视频图像可实时播放,也可录制、回放、下载、导出供后续分析。结果表明,基于阵列图像采集的螺孔检查方法,显著提高了螺孔螺纹检查的效率,视频图像清晰、缺陷识别度高且定位准确。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 主螺栓孔 阵列图像采集 图像处理
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反应堆压力容器内壁环形锻件焊接残余应力三维有限元数值模拟 被引量:13
18
作者 付强 罗英 +1 位作者 谢国福 杨敏 《压力容器》 2014年第9期28-35,共8页
某新型反应堆压力容器内壁设计了环形锻件与筒体内壁焊接的环形焊接结构。该种结构形式的焊缝首次在反应堆压力容器中出现,无成熟经验可以借鉴。为了了解该种复杂结构形式及大厚度焊缝的焊接残余应力幅值及分布规律,基于ANSYS有限元... 某新型反应堆压力容器内壁设计了环形锻件与筒体内壁焊接的环形焊接结构。该种结构形式的焊缝首次在反应堆压力容器中出现,无成熟经验可以借鉴。为了了解该种复杂结构形式及大厚度焊缝的焊接残余应力幅值及分布规律,基于ANSYS有限元分析软件,建立了反应堆压力容器内壁环形锻件多层多道焊接三维有限元模型。在此基础上,以带状移动温度热源作为焊接热源模型计算出多层多道焊接的瞬态温度场结果,采用热-力间接耦合法,得到了焊接应力场计算结果。模拟结果表明,焊缝区域环向应力从上表面到下表面分布趋势为拉应力-压应力-拉应力,呈现自平衡的分布形式。根部焊道区域的环向应力为拉应力。焊缝上轴向应力最大为300 MPa左右;焊缝上下表面径向应力较大,达到400~500 MPa左右;峰值等效应力出现在焊缝根部区域,幅值最大约700 MPa。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 焊接残余应力 三维有限元 数值模拟
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反应堆压力容器接管嘴马鞍面缺陷的断裂力学分析 被引量:3
19
作者 郑斌 孙英学 +4 位作者 臧峰刚 卢岳川 杨宇 郑连纲 邹鸣中 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第S2期641-644,共4页
某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm。本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含... 某核电厂大修时发现反应堆压力容器均在出口接管嘴不锈钢堆焊层出现局部表面损伤痕迹,损伤最深处约为1.27 mm。本文采用ANSYS程序,依据相应规范,对反应堆压力容器出口接管嘴缺陷进行快速断裂力学分析和疲劳裂纹扩展分析。分析内容包含缺陷的包络和假设、应力计算、应力强度因子计算、疲劳裂纹扩展尺寸计算和Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ工况及水压试验工况下的断裂力学分析评估。分析结果满足规范要求。 展开更多
关键词 缺陷 反应堆压力容器 断裂力学
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基于载荷图技术的国产反应堆压力容器材料断裂行为表征 被引量:7
20
作者 王荣山 彭啸 +2 位作者 黄平 刘向兵 余伟炜 《压力容器》 2014年第3期9-14,61,共7页
对载荷图技术的原理进行了介绍,并对国产RPV材料原始试样、重组试样和时效试样进行了示波冲击试验。其中,重组试样与原始试样ΔT41J为8℃,而ΔTN仅为1℃。时效试样与原始试样的ΔT41J为39℃,而ΔTN则为49℃。载荷图技术得到的转变温度... 对载荷图技术的原理进行了介绍,并对国产RPV材料原始试样、重组试样和时效试样进行了示波冲击试验。其中,重组试样与原始试样ΔT41J为8℃,而ΔTN仅为1℃。时效试样与原始试样的ΔT41J为39℃,而ΔTN则为49℃。载荷图技术得到的转变温度增量与传统方法接近,能反映材料辐照后的性能劣化。载荷图技术是对传统方法的有效补充,具有良好的应用前景。 展开更多
关键词 载荷图技术 反应堆压力容器 转变温度 试样重组
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