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[会议论文] 作者：张彦召, 郭文海, 遆文新,,
来源： 年份：2004
通过热疲劳监测识别易受到显著热疲劳损伤的部位、评估其累积疲劳状况并采取有针对性的改进措施将有效缓解/降低一回路辅助管线系统热疲劳的速率。本文借鉴了国内外热疲劳监...
[期刊论文] 作者：赵彦芬,遆文新,汪小龙,薛飞,,
来源：钢管 年份：2007
在国家大力发展核电的规划和形势下，核电站建设正处于快速发展阶段，而我国大型核电站设备的国产化率还相对较低。以我国1000MW机组为例对压水堆核电站钢管用材料进行了分析和描......
[期刊论文] 作者：廖开星, 吴剑剑, 李毅, 遆文新,,
来源：腐蚀与防护 年份：2019
安全壳钢衬里是防止核泄漏的第三道安全屏障,腐蚀是其主要老化机理之一。随着核电厂服役时间的增加,钢衬里腐蚀逐渐呈现上升的趋势,可能导致钢衬里的密封性下降,并影响核电厂...
[会议论文] 作者：薛飞, 余伟炜, 遆文新, 刘璐, 王勇,,
来源： 年份：2004
目前我国正在大力发展核电,国内已建和在建核电站基本上分属二代和三代技术,而主管道作为核电站的"大动脉",是核电站非常关键的设备。本文从结构、运行环境、性能要求方面对...
[期刊论文] 作者：管欣,林磊,遆文新,薛飞,张永强,,
来源：噪声与振动控制 年份：2009
为了减缓XX核电站柴油机冷却水回水管道振动，在冷却水回水管与涡轮增压器间安装H型支架。通过运行时此管道系统在线实时振动应力测量与分析，评估处于松开和固紧两种情况下支架......
[期刊论文] 作者：史芳杰,李乾武,杨广宇,薛飞,遆文新,
来源：核科学与工程 年份：2021
研究了应用磁性无损检测方法评估核电站主管道用铸造奥氏体不锈钢(CASS)的热老化状态,结果表明在400℃下热老化不同时间,CASS的冲击功随着热老化时间延长逐渐降低,受材料组织...
[期刊论文] 作者：廖开星,遆文新,王明谦,顾祥林,林峰,
来源：结构工程师 年份：2017
安全壳结构是核电站的一道重要安全屏障，其在施工期和后续使用期间的安全性备受关注。通过商业有限元软件ABAQUS建立安全壳结构模型（缩尺比例1：3）研究在自重、混凝土收缩、预应力......
[期刊论文] 作者：任淑红,薛飞,余伟炜,遆文新,刘啸天,,
来源：核动力工程 年份：2013
以核电厂主管道为研究对象,运用性能退化可靠性理论和贝叶斯更新方法,对主管道因热老化导致失效的剩余寿命进行研究.首先通过加速热老化实验获得的数据,分析主管道奥氏体不锈...
[期刊论文] 作者：汤志杰,廖开星,孔祥龙,李毅,遆文新,,
来源：混凝土 年份：2015
通过综合盐雾箱模拟滨海地区大气环境,采用安全壳同等级同配合比混凝土试件,经不同侵蚀时间,研究了盐雾环境下氯离子在安全壳混凝土中的扩散规律,并对Fick’s第二扩散定律进...
[期刊论文] 作者：廖开星,李毅,孔祥龙,汤志杰,遆文新,,
来源：混凝土 年份：2015
基于ACI209R-92、CEB-FIP(1990)、GL2000收缩与徐变模型基础,充分考虑了混凝土的收缩、徐变和预应力钢筋松弛的耦合作用后推导出安全壳长期预应力预测的计算模型。通过计算分...
[期刊论文] 作者：孔祥龙, 廖开星, 汤志杰, 李毅, 遆文新,,
来源：混凝土 年份：2015
安全壳混凝土结构因其特殊性,对其耐久性方面研究成果较少,而碳化作用作为混凝土老化的主要机理之一,应进行重点研究。对安全壳混凝土试块进行快速碳化试验,取得不同龄期下安...
[期刊论文] 作者：王宝亮,牛绍蕊,王勇,张彦召,遆文新,
来源：材料导报：纳米与新材料专辑 年份：2013
初步分析了核电站抗震支撑螺栓应力腐蚀开裂的机理，并提出了核电站抗震支撑螺栓应对应力腐蚀开裂的预防措施。抗震支撑螺栓的应力腐蚀开裂主要是由于螺栓本身受力及特定的化学......
[期刊论文] 作者：汤志杰,廖开星,李毅,孔祥龙,遆文新,
来源：结构工程师 年份：2018
考虑时间及环境因素，修正了Fick’s第二定律的误差函数解，并以此建立基于可靠度理论的钢筋混凝土氯离子侵蚀随机概率寿命预测模型。依据相关试验研究成果和工程检测数据，并使用M......
[期刊论文] 作者：王晓剑,王娟,石颉,吴成年,施海宁,遆文新,
来源：绝缘材料 年份：2015
对4组油纸绝缘试样在150℃下进行不同时间的加速热老化,研究油纸老化产物有机酸和芳香烃对油中水分饱和溶解度的影响规律。结果表明：油中水分饱和溶解度随着油中酸值和芳香烃...
[期刊论文] 作者：薛飞,史芳杰,孙琦,褚英杰,遆文新,黄飞,
来源：核动力工程 年份：2004
研究了17-4PH沉淀硬化马氏体不锈钢在400℃下不同时效时间力学性能和热电势变化规律,提出了热电势和冲击韧性的经验公式,并通过在核电厂服役13a的主蒸汽隔离阀阀杆进行验证....
[期刊论文] 作者：王兆希,薛飞,龚明祥,遆文新,林磊,刘鹏,
来源：核动力工程 年份：2011
根据美国机械工程师标准（ASME-OM-S/G2000）规范及法国电力公司（EDF）标准振动评估方法,提出一套用于核电站小支管振动评估及振动疲劳寿命分析的方法,应用该方法对国内某核电站汽轮......
[期刊论文] 作者：薛飞,束国刚,余伟炜,王兆希,蒙新明,遆文新,,
来源：工程力学 年份：2010
利用示波冲击试验系统研究核电主管道奥氏体-铁素体两相不锈钢铸件材料在老化温度(400℃)下时效3000h过程中冲击断裂性能随时效时间的变化规律。室温冲击实验结果表明:在长期...
[期刊论文] 作者：薛飞, 余伟炜, 遆文新, 王兆希, 张路, 林磊, 石崇哲,
来源：机械强度 年份：2011
对压水堆核电站主管道材料Z3CN20.09M进行室温与350℃低周疲劳性能试验,得到材料循环变形规律和寿命演化模型。结果表明,主管道材料表现为先强化后软化的循环特性,但强化的程...
[期刊论文] 作者：刘鹏,薛飞,戴忠华,陈世均,朱文彬,汪小龙,遆文新,,
来源：核动力工程 年份：2005
在轻水堆核电站中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作将面临热老化问题。本文对热老化的机理进行了描述,并针对核电站的热老化问题,给出了老化管理工作的主要步骤,...
[期刊论文] 作者：束国刚, 薛飞, 遆文新, 汪小龙, 陆念文, 刘鹏, 戴忠,
来源：腐蚀与防护 年份：2004
管道流体加速腐蚀(Flow Accelerated Corrosion)是核电厂和常规电厂碳钢或低合金钢材料汽水管道的一个重要的老化机理,历史上曾发生过美国萨里核电站2号机组和日本美滨核电站...
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