美国压水堆RPV延寿分析研究及中国RPV延寿之关键问题 被引量：10

1

作者 万强茂 王荣山 +1 位作者 束国刚 丁辉 《压力容器》 北大核心 2010年第6期46-51,64,共7页

以美国Point Beach-2 60年延寿执照更新为例,论述基于中子辐照脆化机理的时限老化分析——承压热冲击分析、上平台能量分析和压力-温度限值曲线计算分析;在介绍美国RPV延寿期内辐照监督要求和新技术开发应用的基础上,参照法国核电法规要... 以美国Point Beach-2 60年延寿执照更新为例,论述基于中子辐照脆化机理的时限老化分析——承压热冲击分析、上平台能量分析和压力-温度限值曲线计算分析;在介绍美国RPV延寿期内辐照监督要求和新技术开发应用的基础上,参照法国核电法规要求,重点分析了中国在RPV中子辐照脆化评估中的几个关键问题。 展开更多

关键词 反应堆压力容器(rpv) 延寿60年 中子辐照脆化 时限老化分析

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法国900MWe压水堆RPV中子辐照脆化寿命管理策略研究 被引量：3

2

作者 万强茂 束国刚 +5 位作者 王荣山 丁辉 任爱 彭啸 张琪 雷静 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2011年第4期372-384,共13页

针对法国压水堆(PWR)核电站,介绍其长寿命运行计划情况,分析反应堆压力容器(RPV)辐照监督大纲和评价方法,总结已有辐照监督数据,重点论述法国实施的RPV中子辐照脆化寿命评价技术和管理策略、研发活动等,以期对我国开展RPV中子辐照脆化... 针对法国压水堆(PWR)核电站,介绍其长寿命运行计划情况,分析反应堆压力容器(RPV)辐照监督大纲和评价方法,总结已有辐照监督数据,重点论述法国实施的RPV中子辐照脆化寿命评价技术和管理策略、研发活动等,以期对我国开展RPV中子辐照脆化寿命管理提供有益的借鉴作用。 展开更多

关键词 反应堆压力容器(rpv) 中子辐照脆化 寿命管理

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基于Ansys软件参数化专用模块的RPV 辐照脆化断裂评估 被引量：5

3

作者 陈明亚 耿昌金 +3 位作者 王威强 高红波 彭群家 师金华 《压力容器》 北大核心 2022年第5期53-59,共7页

反应堆压力容器(RPV)是核安全一级部件,在设计阶段需要进行含假想裂纹的断裂力学安全性能评估,并且在运行过程中若发生超出设计运行压力-温度限值曲线(P-T曲线)时,也需要进行含假想裂纹的断裂力学安全性能评估。基于Ansys软件自身的APD... 反应堆压力容器(RPV)是核安全一级部件,在设计阶段需要进行含假想裂纹的断裂力学安全性能评估,并且在运行过程中若发生超出设计运行压力-温度限值曲线(P-T曲线)时,也需要进行含假想裂纹的断裂力学安全性能评估。基于Ansys软件自身的APDL语言开发了RPV辐照脆化评估专用参数化(插件)模块,专用模块集成了模型基本信息输入、温度场计算、应力场计算、断裂参量计算、依据RCC-M规范进行安全评估等方面的分析能力。专用模块规范了计算过程,避免了人因干扰,可满足工程上的快速、准确的安全评估要求。验证结果表明,参数化专用模块的分析结果与某核电厂原设计报告中相关瞬态的分析结果偏差均可控制在3%左右。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 Ansys 辐照脆化 矩阵运算

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RPVPTS分析中二次应力塑性修正因子ρ的精确值 被引量：4

4

作者 陈明亚 吕峰 +2 位作者 王荣山 黄平 刘向兵 《压力容器》 2014年第8期34-41,共8页

根据R6规范第四版Ⅲ.3.3.1节内容,推导出一种二次应力塑性修正因子ρ的精确计算方法。有限元计算出了某反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)瞬态时的ρ精确值,并用以分析了R6规范第Ⅰ章基本方法中ρ因子的保守性程度,讨论了ρ因子保... 根据R6规范第四版Ⅲ.3.3.1节内容,推导出一种二次应力塑性修正因子ρ的精确计算方法。有限元计算出了某反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)瞬态时的ρ精确值,并用以分析了R6规范第Ⅰ章基本方法中ρ因子的保守性程度,讨论了ρ因子保守性对结构安全裕量(SM)的影响。研究结果表明,本文的分析案例中,R6规范第Ⅰ章基本方法中ρ因子的保守程度均在20%以上,由此引起断裂韧性SM的保守性也均在4%以上,并且断裂韧性SM的保守性随裂纹前沿温度的增加而增大。因此,当希望利用失效评定图(FAD)获得结构SM的精确评定时,有必要有更精确的ρ因子解。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 失效评定图 承压热冲击 塑性修正因子ρ R6规范

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基于弹塑性本构的RPV顶盖贯穿件焊缝安定性分析

5

作者 高永建 贺寅彪 曹明 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2016年第1期79-83,共5页

对CRDM贯穿件建立带J形焊缝的有限元分析模型,选取基于应力应变曲线的非线性随动强化Chaboche模型,依据ASME B&PVC-III-1-NB-3228.4的规定进行材料塑性条件下的安定性分析.结果表明:塑性安定性分析方法可以有效降低分析的保守性,材... 对CRDM贯穿件建立带J形焊缝的有限元分析模型,选取基于应力应变曲线的非线性随动强化Chaboche模型,依据ASME B&PVC-III-1-NB-3228.4的规定进行材料塑性条件下的安定性分析.结果表明:塑性安定性分析方法可以有效降低分析的保守性,材料弹性假定下安定性无法保证的区域可以通过塑性安定性分析得以保证. 展开更多

关键词 反应堆压力容器 CRDM贯穿件 J形焊缝 安定性分析

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RPV模拟钢热时效过程中碳化物与基体界面元素的偏聚

6

作者 贾向南 王均安 +4 位作者 蔡琳玲 徐刚 王晓娇 刘文庆 周邦新 《上海大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2013年第1期54-60,共7页

研究不同磷含量的反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)模拟钢在880℃固溶,400℃不同时间时效后碳化物周围元素的偏聚.结果表明,低磷和高磷模拟钢在时效过程中均发现板条内碳化物与基体界面处存在磷偏聚,偏聚程度与晶界一致.高... 研究不同磷含量的反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)模拟钢在880℃固溶,400℃不同时间时效后碳化物周围元素的偏聚.结果表明,低磷和高磷模拟钢在时效过程中均发现板条内碳化物与基体界面处存在磷偏聚,偏聚程度与晶界一致.高磷样品时效150 h,P,Si和C同时在厚度约为20 nm的范围内富集,其浓度为基体的2倍;高磷样品时效500 h,在Fe_3C与基体的界面处分别存在厚度为7 nm的P和Si偏聚层,其中P偏聚在近Fe_3C一侧,Si偏聚在近基体一侧,Si的偏聚阻碍了碳化物的长大. 展开更多

关键词 反应堆压力容器模拟钢 热时效 原子探针层析 元素偏聚

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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

7

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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反应堆压力容器用Inconel 718合金O形环密封性能 被引量：5

8

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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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

9

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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国产反应堆压力容器材料—回路水环境疲劳设计曲线初探 被引量：2

10

作者 黄平 乔岩欣 王荣山 《腐蚀与防护》 CAS 北大核心 2012年第12期1045-1050,共6页

硫含量、应变速率、温度、水中溶解氧含量等环境因素对反应堆压力容器(RPV)材料在高温高压水中环境疲劳寿命有重要影响。分析了将环境因素引入疲劳设计曲线的几个主要模型:统计模型、修正因子模型和国内新提出的模型(Wu模型)。分别采用... 硫含量、应变速率、温度、水中溶解氧含量等环境因素对反应堆压力容器(RPV)材料在高温高压水中环境疲劳寿命有重要影响。分析了将环境因素引入疲劳设计曲线的几个主要模型:统计模型、修正因子模型和国内新提出的模型(Wu模型)。分别采用这三个模型对国产RPV材料环境疲劳设计曲线进行了计算,并将计算结果与ASME规范中的疲劳设计曲线进行了对比。在应变幅值低于0.15%时,ASME曲线更保守,而应变幅高于0.15%时,结果相反。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 环境疲劳 疲劳设计曲线

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反应堆压力容器整体顶盖锻件制造质量控制研究 被引量：4

11

作者 刘璐 吴洪 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2011年第19期120-123,125,共5页

以目前国内二代改进型压水堆核电站反应堆压力容器整体顶盖锻件的制造工艺为基础,重点描述了炼钢和铸锭、锻造和成型、热处理三大关键工艺,并介绍了国外成熟的RPV整体顶盖锻件成型工艺。针对各种不同的生产工艺,提出了相应的质量控制要求。

关键词 压水堆 反应堆压力容器 整体顶盖 锻件质量控制

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核反应堆压力容器模拟钢中纳米富Cu相的变形特征 被引量：1

12

作者 蔡琳玲 徐刚 +3 位作者 冯柳 王均安 彭剑超 周邦新 《上海大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2012年第3期311-316,共6页

提高了Cu含量的核反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)模拟钢样品,经过880 cC水淬、660℃调质处理和400℃1000～4000 h的等温时效处理,观察到纳米富Cu相的析出;随后进行20%～30%冷轧变形,采用萃取复型(extractionreplica,ER)... 提高了Cu含量的核反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)模拟钢样品,经过880 cC水淬、660℃调质处理和400℃1000～4000 h的等温时效处理,观察到纳米富Cu相的析出;随后进行20%～30%冷轧变形,采用萃取复型(extractionreplica,ER)和高分辨透射电镜(high resolution transmission electron microscopy,HRTEM)的方法研究纳米富Cu相的变形特征.研究结果表明,镶嵌在α-Fe基体中的纳米富Cu相,在冷轧变形时的变形机制较为复杂,存在多种变形方式.当纳米富Cu相的晶体处于有利取向时,可以跟随基体一起发生滑移变形,表现为"软"颗粒的特性;当晶体处于不利取向时,会发生孪生变形,甚至诱发马氏体相变,有时生成"轮毂辐条"状的孪晶结构,大大提高了纳米富Cu相继续变形时的抗力,表现为"硬"颗粒的特征,因而析出纳米富Cu相会产生明显的强化作用. 展开更多

关键词 核反应堆压力容器模拟钢 富Cu相 变形 萃取复型 高分辨透射电镜

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化学成分以及辐照条件对压力容器钢中子辐照损伤的影响 被引量：5

13

作者 黄鹤飞 RADIGUET Bertrand PAREIGE Philippe 《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第23期106-112,共7页

在核电站反应堆中,压力容器作为压水堆的第二道安全屏障,在压水堆安全运行和防止核泄漏方面发挥着极为重要的作用。反应堆内的中子辐照会引起压力容器钢微观结构的变化,进而降低其力学性能,影响核反应堆的安全。总结了中子辐照下压力容... 在核电站反应堆中,压力容器作为压水堆的第二道安全屏障,在压水堆安全运行和防止核泄漏方面发挥着极为重要的作用。反应堆内的中子辐照会引起压力容器钢微观结构的变化,进而降低其力学性能,影响核反应堆的安全。总结了中子辐照下压力容器钢及其模型合金中形成的缺陷,并进一步综述了化学成分和中子辐照条件,包括铜、镍、磷、锰、硅和铬等元素,中子注量以及中子注量率等参数对压力容器钢中子辐照损伤的影响。 展开更多

关键词 压力容器钢缺陷 中子辐照损伤化学成分 中子注量 中子注量率

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反应堆压力容器“C”形密封环的研制 被引量：29

14

作者 励行根 蔡仁良 +3 位作者 杭建伟 励洁 魏世军 励勇 《压力容器》 2013年第5期74-79,共6页

介绍反应堆压力容器用C形密封环的主要制造工艺和技术关键,以及冷、热态性能试验等。研制的C形环已达到了设计技术要求,并成功地用于制造M310反应堆压力容器的水压试验考核。

关键词 核电站 反应堆压力容器 C形环 制造

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堆芯衰变热对反应堆压力容器承压热冲击的影响 被引量：1

15

作者 林萍 杨森皓 +3 位作者 陈旭鹏 银建中 韩志远 谢国山 《压力容器》 北大核心 2023年第5期34-43,共10页

研究了承压热冲击(PTS)事故发生时,变化的堆芯衰变热对反应堆压力容器(RPV)安全分析的影响。基于ACP1000三回路反应堆压力容器,对25 cm 2小破口失水事故工况应用三维流固热耦合方法进行模拟。计算了事故下2000 s内堆芯衰变热随时间的变... 研究了承压热冲击(PTS)事故发生时,变化的堆芯衰变热对反应堆压力容器(RPV)安全分析的影响。基于ACP1000三回路反应堆压力容器,对25 cm 2小破口失水事故工况应用三维流固热耦合方法进行模拟。计算了事故下2000 s内堆芯衰变热随时间的变化函数,得到变化堆芯衰变热影响下冷却剂经过堆芯后的温升、三回路模型安注流动轨迹、确定RPV环腔内温度最低点(冷点)的位置,并在此处施加裂纹影响,得到变化堆芯衰变热影响下应力强度因子分析结果,并与1 MW/m 3堆芯衰变热结果进行比较。结果表明,在本瞬态工况下变化的堆芯衰变热对流经的冷却剂有明显的升温作用,RPV内壁应力也有16.02%的增幅,应力强度因子有30.1%的增幅。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 堆芯衰变热 小破口失水事故 承压热冲击

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反应堆压力容器在严重事故条件下的断裂力学评价 被引量：4

16

作者 王大胜 周强 毛剑峰 《压力容器》 北大核心 2022年第5期72-82,共11页

研究了Ansys计算三维热-机加载结构裂纹J积分值的方法,用于评估严重堆芯熔毁事故下反应堆压力容器(RPV)外部裂纹的行为。针对RPV下腔外侧的裂纹,计算裂纹尖端的J积分值,在内压2.5 MPa和冷冲击条件下,研究了其最大应力处的断裂行为。计... 研究了Ansys计算三维热-机加载结构裂纹J积分值的方法,用于评估严重堆芯熔毁事故下反应堆压力容器(RPV)外部裂纹的行为。针对RPV下腔外侧的裂纹,计算裂纹尖端的J积分值,在内压2.5 MPa和冷冲击条件下,研究了其最大应力处的断裂行为。计算了沿RPV外侧半椭圆裂纹前缘的三维混合型J积分分布。沿裂纹前缘采用奇异单元的有限元法进行三维分析,对R_(o)/R_(i)=1.1、深度比a/t=0.01~0.50、椭圆度a/c=0.3~1.5的RPV结构裂纹进行了J积分计算,研究了上述参数对J积分分布的影响。在严重事故条件下,RPV容易沿焊缝产生多条裂纹,导致RPV外表面产生一个或多个裂纹,并在赤道焊缝平面上形成环向裂纹或一系列共面裂纹。结果表明,裂纹密率δ、深度比a/t、椭圆度a/c和内外径比R_(o)/R_(i)对J积分有较大的影响。此外,由于壁厚温度梯度较大,严重事故条件下的断裂行为与均温条件下的断裂行为完全不同。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 断裂力学 J积分 椭圆形裂纹 严重事故

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直接安注接管与筒体连接区表面裂纹J积分数值计算 被引量：3

17

作者 赵延义 王泽武 +1 位作者 范海贵 刘培启 《压力容器》 北大核心 2021年第12期53-61,共9页

核岛主系统发生严重失水事故后,需要启动非能动安全注入系统注水以快速冷却堆芯,但过大的热冲击载荷易引起直接安注(DVI)接管发生快速断裂。基于RCC-M ZG3210规定,在反应堆压力容器(RPV)筒体和DVI接管连接区构建了半椭圆形表面裂纹;开... 核岛主系统发生严重失水事故后,需要启动非能动安全注入系统注水以快速冷却堆芯,但过大的热冲击载荷易引起直接安注(DVI)接管发生快速断裂。基于RCC-M ZG3210规定,在反应堆压力容器(RPV)筒体和DVI接管连接区构建了半椭圆形表面裂纹;开发了热力耦合作用下表面裂纹弹塑性断裂J积分的数值计算模型,并进行了验证分析和裂纹强度评定;探究了温差、裂纹深长比和双裂纹交互作用对J积分的影响规律。该研究成果不仅可用于评定核岛内DVI接管表面裂纹的安全性以及抗快速断裂能力,也可用于其他承压结构在热力耦合作用下表面裂纹弹塑性J积分计算分析。 展开更多

关键词 反应堆压力容器(rpv) 直接安注(DVI)接管 J积分 双裂纹 快速断裂

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非对称预紧载荷下核反应承压容器密封性能分析方法研究 被引量：10

18

作者 熊光明 段远刚 +1 位作者 邓小云 刘攀 《压力容器》 2017年第12期27-31,54,共6页

针对某核反应承压容器主螺栓孔损伤,分别建立了3螺栓和180°两种三维有限元模型,对非对称预紧载荷下核反应承压容器密封性能分析方法进行了研究,得到了该两种模型下表征密封性的主要指标,包括竖直方向张开位移、水平方向滑动位移、... 针对某核反应承压容器主螺栓孔损伤,分别建立了3螺栓和180°两种三维有限元模型,对非对称预紧载荷下核反应承压容器密封性能分析方法进行了研究,得到了该两种模型下表征密封性的主要指标,包括竖直方向张开位移、水平方向滑动位移、主螺栓受力等。分析结果表明,两种模型均能较为准确地反映该核反应承压容器密封结构的性能,评价了非对称预紧载荷下密封结构的可靠性,为解决主螺栓孔损伤情况下的密封问题提供了计算依据。 展开更多

关键词 非对称预紧 核反应承压容器 螺孔损伤 密封研究

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Cr-Ni-Mo-V钢反应堆压力容器大型锻件的综合热处理 被引量：5

19

作者 吴庆 《压力容器》 北大核心 2021年第2期73-79,共7页

反应堆压力容器(RPV)向大型化和长运行寿期方向发展,需要大截面、大尺寸的锻件,并具有足够的强度、塑性和韧性。VVER型RPV采用Cr-Ni-Mo-V钢大截面锻件,通过对材料的奥氏体动力学研究,确定了合理的综合热处理工艺,从而消除了材料的组织... 反应堆压力容器(RPV)向大型化和长运行寿期方向发展,需要大截面、大尺寸的锻件,并具有足够的强度、塑性和韧性。VVER型RPV采用Cr-Ni-Mo-V钢大截面锻件,通过对材料的奥氏体动力学研究,确定了合理的综合热处理工艺,从而消除了材料的组织遗传倾向,细化晶粒,形成均匀的贝氏体-马氏体组织,避免回火脆性,并且有效除去锻件中的氢,使锻件获得良好的力学性能和抗辐照脆化性能。 展开更多

关键词 反应堆压力容器 大型锻件 热处理 脱氢处理

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相控阵超声技术在反应堆压力容器缺陷处理中的应用 被引量：5

20

作者 薛翔 吴淑玉 鲁万乾 《压力容器》 2017年第6期59-63,共5页

某核电厂反应堆压力容器役前检查阶段检测出的超标缺陷需进行返修处理,因缺陷位置特殊,常规手动超声难以实现缺陷消除过程中的动态监测。通过介绍相控阵超声主要特点,介绍相控阵超声监测工艺及技术要点,并分析方案存在的不足。实践证明... 某核电厂反应堆压力容器役前检查阶段检测出的超标缺陷需进行返修处理,因缺陷位置特殊,常规手动超声难以实现缺陷消除过程中的动态监测。通过介绍相控阵超声主要特点,介绍相控阵超声监测工艺及技术要点,并分析方案存在的不足。实践证明,相控阵超声监测技术在结构复杂设备上具有较高的缺陷定位精度和检测灵敏度,可为类似设备缺陷消除提供有效的在线监测手段。 展开更多

关键词 相控阵超声检测 反应堆压力容器 缺陷定位 在线监测

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