辐照脆化相关论文
目的 采用小冲杆测试方法测量高能重离子辐照反应堆压力容器A508-3钢的辐照硬化和脆化特性,为工况条件下反应堆压力容器寿命预测提......
目的 定量研究镍原子的界面偏析对降低团簇与基体间表面能及促进团簇形核、提升团簇数密度的贡献,以深化对反应堆压力容器溶质团簇......
随着环境污染的加剧以及不可再生能源的枯竭，发展核能等清洁能源刻不容缓。反应堆压力容器（RPV）是核反应堆不可更换的大型部件，其起着......
反应堆压力容器(RPV)辐照监督及辐照脆化评价是保证核反应堆寿期内安全运行的重要手段。介绍了田湾核电站1、2号VVER-1000型机组辐......
前言截至1986年底为止,全世界核电厂在役反应堆已达到4210台年。统计数字表明,其中23.4%反应堆的设备利用率达80～90%,而联邦德国压......
核能的开发利用,特别是核电工程,如同蒸汽机的发明一样,标志着现代科学技术正进行着一场更加伟大的新的革命。在世界能源结构从以......
反应堆压力容器(RPV)钢的力学性能评价是核电厂延寿评价的主要内容,其中辐照损伤引起的韧脆转变温度上升是影响运行安全和寿命的主......
依托兰州重离子研究装置(HIRFL),开展了3种不同氧化物弥散强化的16Cr-ODS铁素体钢的重离子辐照损伤研究,旨在探究氧化物颗粒结构参......
1997年我院获国家科学技术进步奖项目序号项目名称主要工作人员等级1核电站压力容器钢监督试验杨文斗 贾学军 徐远超3和辐照脆化......
４．１０示波冲击机自动化实验装置杨文斗，贾学军，张恒波，染成虎由于压力容器是核电厂的重要部件，所以国内外对压力壳钢的辐照脆化一直很重视。......
采用调质处理后热时效模拟方法,用原子探针层析成像技术研究了核反应堆压力容器模拟钢中富铜纳米团簇的析出过程.模拟钢经880℃加......
在分析一定量随站测试样品的基础上,构建了具有较高精度的反应堆压力容器(RPV)材料韧脆转变温度(DBTT)预测的人工神经网络模型,并......
本文概述了辐照参数和冶金因素对辐照效应的影响,以及在辐照脆化计算中为何仅与铜、磷、镍有关,而对其它因素未予考虑。因为辐照......
一种称之为骤冷瞬态的假想瞬态,在压力很高时,可能会使压水堆压力容器遭受严重的热冲击。由于这种瞬态的作用,采用含铜、镍(铜、镍......
一、引言众所周知,钢材受快中子辐照后要变脆,材料脆化程度的标志之一是延性-跪性转变温度。快中子辐照后,转变温度要升高,其增值......
本文介绍国产锰—钼—铌钢的辐照脆化效应,指出辐照温度越高钢的脆化效应越小,反之也然。并且由实验证实辐照后钢的延性—脆性转变......
从分析支撑裙等低合金铁素体钢辐照冲击试验数据看出,零塑性转变温度增量ΔTcv与中子积分通量Φ_f之间存在三段近似正比关系式:ΔT......
【英国《国际核工程》1985年4月号第50页报道】美国北卡罗来纳州立大学核工程系 K.L.默蒂教授研究发现,对软钢进行中子辐照,可以......
本文介绍了反应堆压力容器可靠性的概率分析方法。其主要内容包括初始裂纹、裂纹扩展、载荷条件和物性参数等的概率分布.
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对于材料已经确定的反应堆压力容器,其辐照脆化效应的主要因素是快中子积分通量。本文应用中子输运格林函数法验算了秦山核电站压......
将上海重型机器厂的S271钢在HFETR上进行了辐照考验。用冲击韧性和室温拉伸性能对其中子辐照脆性作了检验,确定了它们的转变温度的......
将上海重型机器厂的S271钢在HFETR上进行了辐照考验。用冲击韧性和室温拉伸性能对其中子辐照脆性作了检验,确定了它们的转变温度的......
材料的辐照脆化效应是决定压力容器寿命的关键参数之一。在ＰＣ－３００核电厂运营之前，从压力容器产品延长段取样，并在中国原子能科学研究院进行......
研究了快中子注量率、注量和辐照温度等辐照参数对低铜压力容器钢的辐照脆化程度的影响，从而将实验堆辐照试验数据与动力堆监督试验......
核电厂反应堆压力容器是堆内个可更换的重要部件,保证其安全可靠,对于核电厂口的安全运行具有重要意义。根据《秦山核电站反应堆压......
在加速器驱动的洁净核能系统(ADS)中,中子产生靶有两种类型:液态金属靶和固体金属靶。固体金属靶一般采用钨。在无辐照场的水中,钨......
国产核电厂(300MW)反应堆压力容器用A508-3钢制造,它是一种铁素体低合金钢。母材和焊缝金属的参考无延性转变温度(RTNDT)低于-20℃......
恰希玛核电厂从2000年5月3日至2004年4月15日,经历了第一循环至第二循环,反应堆运行了1025d,811等效满功率天(EFPD),2.22等效满功......
燃料组件在中子辐照、高温和腐蚀的条件下运行,材料会产生脆化现象。通过对燃料包壳管的拉伸试验可以评估包壳材料辐照脆化的程度,......
秦山核电站一期反应堆从1992年1月21日至2007年10月28日,经历了第1循环至第10循环。反应堆运行了4378.7d,3885.8等效满功率天(EFPD......
反应堆压力容器(RPV)是核电站中不可更换、并直接关系到电站安全和经济方面的关键部件,其服役期间主要的问题是在长期高温、高压及......
玻璃纤维保温材料是一种核电厂大量使用的保温材料。由于核电厂服役环境十分恶劣,玻璃纤维保温材料受到高温、高压和快中子辐照等......
反应堆压力容器(RPV)的辐照脆化问题是核安全的重中之重,影响到核电厂的安全性、经济性与公众信心.介绍了传统RPV辐照监督方案,讨......
基于大量相似辐照脆化试验测试数据和实际辐照监督测试数据,采用统计分析的方法,选出适合于某核电厂反应堆压力容器(RPV)的辐照脆......
核反应堆压力容器作为核电站不可更换的关键性设备,其设备完整性对核电站的安全运行起着至关重要的作用.在辐照条件下,反应堆压力......
反应堆压力容器(RPV)是压水堆核电站寿期内不可更换的关键构件,其性能决定了反应堆服役寿命。在长期服役过程中,引起压力容器性能......
国产A508-3钢是反应堆压力容器(RPV)用钢,属于低合金铁素体钢,这类材料具有明显的低温脆性,并且在经受中子辐照后,会产生辐照脆化......
反应堆长期运行期间,由铁基合金制成的堆内大型结构部件在中子辐照作用下出现辐照硬化、脆化等行为,从而对反应堆的安全运行构成潜......
反应堆压力容器(RPV)是压水堆中最重要的核心设备,也是核电站中不可更换的关键设备。其使用寿命决定了核电站的服役寿期,直接影响......
反应堆压力容器(RPV)是装载堆芯、支撑堆内构件和容纳一回路冷却剂并维持其压力的堆本体承压壳体,寿期内不可更换,是核电站安全和......
