核压力容器相关论文
本文叙述了ASME-BPV规范对于压力容器材料的基本要求,重点介绍了其对压力容器材料力学性能方面的基本要求,分别从强度、延性和韧性......
会议
Beremin解理断裂局部法理论的发展为进行脆断研究提供了一种新的方法.本文采用该理论预测了国产核压力容器用钢A508-Ⅲ钢的断裂韧......
社会发展迈入现代化、信息化时代,生产制造领域的技术研究也不断进行创新,为保证制造产业的有序、稳定发展,相关制造企业与管理单......
核电站发电与其它发电方式相比具有安全、高效、经济和环保等特点,因此越来越受到关注。核反应堆压力容器是核电站的重要组件,它长......
Beremin解理断裂局部法理论的发展为进行脆断研究提供了一种新的方法.本文采用该理论预测了国产核压力容器用钢A508-Ⅲ钢的断裂韧......
核一级部件的断裂韧度要求反映在ASME和RCC-M规范中,即KIR-(T-RTNDT)基准曲线.KIR包括KIa、KId和KJIc.KJIc的测试国内外已有标准方......
一、引言核反应堆压力壳的安全性和可靠性是核电站等部门极为关注的问题。自1979年3月美国三里岛事故发生后,人们对反应堆的在役检......
提出了一种用双边带深侧槽的小尺寸圆形紧凑拉伸试样评定核压力容器钢断裂韧性的单试样试验方法,给出了用该方法测定的两个厂家的核......
通过示波冲击试验,采用预制疲劳裂纹的半尺寸Charpy试样及标准Charpy试样评定了核压力容器用A508CL3钢的动态断裂韧性,研究了试样尺寸对动态断裂韧性的温......
用一个标准Charpy试样及试验过的该试样的两个半截试样所获得的8个“再造Charpy复合试样”评定核压力容器用A508CL3钢冲击韧性或断裂韧性的温度转变曲线......
核压力容器不锈钢堆焊层的材料噪声降低了在役检测中超声信号的信噪比,本文应用Gabor变换时频分析技术,根据裂纹楞边的频偏特性,提取了裂纹......
1.引言 1984年修订日本工业标准JIS G3212,把核反应堆压力容器锻钢SFVQIA的最大镍含量从0.80%增加到1.00%。预期镍含量的增加可以改善断......
采用示被冲击试验及预制疲劳裂纹Charpy试样,通过几种不同的单试样试验方法对核压力容器用A508CL3钢的动态断裂韧性进行了评定,比较了各种方法的优......
基于我国压水堆核电站核压力容器用钢及其制造技术的发展,阐述了“大型一体化设计”和“高安全长寿期运行”对核压力容器用钢工程......
<正> 1 前言 近半个世纪是世界核工业飞速发展的时期,由于核能具有的军事威力和工业价值受到各国的核电站,容量达3.42亿千瓦,堆型......
介绍了水压试验的必要性和目的性,通过对RCC-M(2000版+2002补遗),RCC-M(2007版),ASMEⅢ(2010版)中水压试验压力、水温、保压时间和......
在1050~1250℃温度范围内,实测了核压力容器用SA508-4N钢在不同保温时间下的奥氏体晶粒尺寸,研究了SA508-4N钢的奥氏体晶粒长大行......