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VVER型反应堆压力容器材料化学成分对辐照脆化的影响 预览
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作者 吴庆 《中国核电》 2019年第1期74-80,共7页
VVER型反应堆压力容器材料采用Cr-Mo-V耐热低合金钢。反应堆的中子辐照会导致压力容器材料的辐照脆化,引起材料微观组织的变化,降低其机械性能,并影响压力容器运行寿命和反应堆的安全。反应堆压力容器材料的辐照脆化机理分为强化机理和... VVER型反应堆压力容器材料采用Cr-Mo-V耐热低合金钢。反应堆的中子辐照会导致压力容器材料的辐照脆化,引起材料微观组织的变化,降低其机械性能,并影响压力容器运行寿命和反应堆的安全。反应堆压力容器材料的辐照脆化机理分为强化机理和非强化机理,在中子辐照下,材料内部形成辐照缺陷,铜、镍、锰、硅等元素在辐照下形成辐照诱发团簇,导致材料强化和硬化,磷元素及其他杂质元素在位错线、晶界或相界处形成偏析,导致晶界和相界强度降低。镍和锰之间、镍和铜之间、铜和磷之间存在辐照脆化协同效应。 展开更多
关键词 VVER RPV 辐照脆化 化学成分 脆化机理 辐照缺陷 辐照诱发沉淀
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VVER-1000型机组反应堆压力容器辐照脆化评价
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作者 张萌 彭思桐 +1 位作者 王陈 雷超 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2018年第S2期168-172,共5页
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型机组辐照监督组件的设置和试验内容,并对1号机组1Л、2Л辐照监督组件的试验结果、辐照脆化预测模型和超前因子... 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型机组辐照监督组件的设置和试验内容,并对1号机组1Л、2Л辐照监督组件的试验结果、辐照脆化预测模型和超前因子进行了分析讨论。结果表明,田湾核电站1号机组RPV母材和焊缝的辐照脆化效应均在原设计标准的范围内,RPV实际辐照脆化趋势与预测模型具有较好的一致性。建议下一套辐照监督组件的抽取时机为运行后第20 a。 展开更多
关键词 VVER-1000 反应堆压力容器(RPV) 辐照监督 辐照脆化
国产RPV钢铁离子辐照脆化行为的正电子湮灭研究
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作者 张天慈 王海涛 +4 位作者 李正操 SCHUT Henk 张征明 贺铭 孙玉良 《金属学报》 CSCD 北大核心 2018年第4期512-518,共7页
选取服役于我国高温气冷示范电站的反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)钢A508-3和纯Fe,采用3 Me V铁离子进行高温(250℃)与室温(约25℃)辐照,辐照损伤分别达0.1、0.5和1.0 dpa,对样品分别进行正电子湮灭和纳米压痕硬度... 选取服役于我国高温气冷示范电站的反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)钢A508-3和纯Fe,采用3 Me V铁离子进行高温(250℃)与室温(约25℃)辐照,辐照损伤分别达0.1、0.5和1.0 dpa,对样品分别进行正电子湮灭和纳米压痕硬度研究。结果表明,辐照会使材料内部产生缺陷,这种缺陷以空位型缺陷和溶质原子团簇缺陷为主。且高温辐照产生的缺陷密度低于室温辐照,其中高温的退火效应使材料内部缺陷发生一定程度的回复。辐照后RPV钢和纯Fe都产生了一定程度的硬化,硬化程度随辐照损伤的增加而增高。对于RPV钢,高温辐照比室温辐照使材料内部产生更少的空位型缺陷和更多的溶质原子团簇型缺陷,因而RPV钢的辐照硬化可能主要是由溶质原子团簇型缺陷引起的。 展开更多
关键词 国产RPV钢 辐照脆化 正电子湮灭 高温气冷堆
双相区亚温淬火对核电Mn—Mo—Ni钢300mm级厚壁锻件的性能提升和组织优化
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作者 施熔刚 姜述杰 +2 位作者 张强生 李巨峰 王京 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2018年第22期224-229,233共7页
对300mm级核电用Mn-Mo-Ni钢进行了模拟亚温淬火工艺研究。结果表明:经亚温淬火后的材料组织,其碳化物分布更加弥散化,晶粒更细,残余奥氏体和位错密度明显降低,提升了材料抗辐照脆化能力,并得到了最佳工艺参数和力学性能。
关键词 亚温淬火 核电用Mn-Mo-Ni钢 组织 性能 辐照脆化
中子辐照对15MnTi钢力学性能影响
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作者 郑全 佟振峰 +3 位作者 宁广胜 张长义 杨文 钟巍华 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2017年第S1期82-84,共3页
通过冲击试验、单向拉伸试验研究了中子辐照对15MnTi钢拉伸、冲击性能影响。中子辐照温度50℃、累计快中子注量1.5066×1018cm-2,获得15MnTi钢母材、热影响区辐照前后冲击功及15MnTi钢室温、300℃下辐照前后拉伸曲线。试验结果表明... 通过冲击试验、单向拉伸试验研究了中子辐照对15MnTi钢拉伸、冲击性能影响。中子辐照温度50℃、累计快中子注量1.5066×1018cm-2,获得15MnTi钢母材、热影响区辐照前后冲击功及15MnTi钢室温、300℃下辐照前后拉伸曲线。试验结果表明,中子辐照导致15MnTi钢母材、热影响区韧脆转变温度上升,其中母材增幅较热影响区大,但冲击功上平台变化不大;15MnTi钢母材屈服强度、拉伸强度上升,其中室温屈服强度变化大,高温拉伸性能变化不明显。 展开更多
关键词 15MnTi钢 中子辐照 力学性能 辐照硬化 辐照脆化
反应堆压力容器材料中子辐照脆化研究
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作者 孙凯 冯明全 +2 位作者 李国云 吴亚贞 李福荣 《核动力工程》 CSCD 北大核心 2017年第S1期125-128,共4页
将国产反应堆压力容器(RPV)材料夏比冲击试样及0.5T-CT试样置于高通量工程试验堆中进行中子辐照考验,快中子(E>1 MeV)注量为3.0×1019cm-2。由辐照前后夏比冲击试验得到材料的参考零塑性温度的变化量ΔRTNDT为48℃,由辐照前... 将国产反应堆压力容器(RPV)材料夏比冲击试样及0.5T-CT试样置于高通量工程试验堆中进行中子辐照考验,快中子(E>1 MeV)注量为3.0×1019cm-2。由辐照前后夏比冲击试验得到材料的参考零塑性温度的变化量ΔRTNDT为48℃,由辐照前后转变温度区的断裂韧性试验得到材料的参考温度ΔT0为53℃,辐照脆化效应比较明显。采用由断裂力学方法得到的RTT0代替RTNDT作为表征材料辐照脆化的参数应用于RPV完整性评估,可以进一步挖掘RPV的安全裕量,提高核电厂的经济性。 展开更多
关键词 RPV材料 辐照脆化 ΔRTNDT ΔT0
在役反应堆压力容器退火处理技术的应用 预览
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作者 李承亮 陈骏 +2 位作者 邓小云 刘飞华 束国刚 《材料导报》 CSCD 北大核心 2017年第A01期232-235,241共5页
介绍了核电站在役反应堆压力容器退火处理技术的原理及其主要影响因素,讨论了退火后材料的韧性恢复程度与再辐照脆化速度两项退火处理的关键参数,展示了退火处理的工程实施方案,比较了俄罗斯与美国设计的反应堆压力容器在实施退火处理... 介绍了核电站在役反应堆压力容器退火处理技术的原理及其主要影响因素,讨论了退火后材料的韧性恢复程度与再辐照脆化速度两项退火处理的关键参数,展示了退火处理的工程实施方案,比较了俄罗斯与美国设计的反应堆压力容器在实施退火处理时的主要差异项,最后提出了我国现阶段在条件成熟时可适度开展一些必要基础研究工作的建议。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 辐照脆化 退火处理技术 韧性恢复 安全性
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国产A508-3钢辐照性能 预览
8
作者 林赟 宁广胜 +2 位作者 张长义 佟振峰 杨文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第2期204-207,共4页
反应堆压力容器(RPV)作为反应堆寿期内不可更换的核心设备,是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。本文针对国产压力容器材料A508-3钢,开展了一定剂量水平(约10×1019 cm-2,E≥1 MeV)的研究堆加速辐照试验,并进行了辐照后力学性能... 反应堆压力容器(RPV)作为反应堆寿期内不可更换的核心设备,是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。本文针对国产压力容器材料A508-3钢,开展了一定剂量水平(约10×1019 cm-2,E≥1 MeV)的研究堆加速辐照试验,并进行了辐照后力学性能测试分析,包括拉伸性能和冲击性能测试。结果显示,辐照后在-100、20、288℃下,A508-3钢的屈服强度分别增加了83、108、52 MPa,抗拉强度分别增加了58、61、49 MPa,韧脆转变温度T41J增加了68℃,上平台能量降低了61J。A508-3钢辐照前后性能测试结果表明,在中子辐照至60a寿期后,A508-3钢仍能满足反应堆使用要求。 展开更多
关键词 A508-3钢 中子辐照 辐照脆化
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国产A508-3钢在AP1000工况下的辐照脆化性能预测与分析
9
作者 乔建生 四改平 张文儒 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2016年第2期79-83,共5页
利用RCC-M、FIS、FIM和RG1.99(2)模型,分别计算了300MW、600MW和1000MW三种国产A508-3钢的在AP1000工况下的辐照脆化性能;利用FIS模型的计算结果和NRC-RG1.99(2)模型提供的方法计算了调整参考温度。结果显示,600MW核压力容器材料的... 利用RCC-M、FIS、FIM和RG1.99(2)模型,分别计算了300MW、600MW和1000MW三种国产A508-3钢的在AP1000工况下的辐照脆化性能;利用FIS模型的计算结果和NRC-RG1.99(2)模型提供的方法计算了调整参考温度。结果显示,600MW核压力容器材料的计算结果超出AP1000的标准要求,不适合用做AP1000的核压力容器,300MW和1000MW核压力容器材料的计算结果满足AP1000核压力容器的辐照脆化性能要求,适合用作AP1000的核压力容器。最后,提出了适当降低C、Ni等合金元素的含量、严格控制N/Al之比等方法以提高材料的抗辐照脆化性能、以实现AP1000核压力容器国产化的建议。 展开更多
关键词 A508-3钢 辐照脆化 性能预测 AP1000
两相区淬火对核电Mn-Mo-Ni钢微观组织的影响 预览
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作者 冯唯伟 赵德利 李家驹 《一重技术》 2016年第3期56-60,共5页
通过对一种核电用Mn-Mo-Ni钢进行预淬火+两相区淬火+高温回火处理试验,研究两相区淬火工艺对核电用Mn-Mo-Ni钢微观组织及位错密度的影响。结果表明:经过两相区淬火得到典型贝氏体+铁素体双相组织,同时晶粒更加细化,碳化物分布更加... 通过对一种核电用Mn-Mo-Ni钢进行预淬火+两相区淬火+高温回火处理试验,研究两相区淬火工艺对核电用Mn-Mo-Ni钢微观组织及位错密度的影响。结果表明:经过两相区淬火得到典型贝氏体+铁素体双相组织,同时晶粒更加细化,碳化物分布更加弥散均匀,透射观察与X射线检测均表明通过两相区淬火可以降低该Mn-MoNi钢中的位错密度,有利于提高核电用Mn-Mo-Ni钢的抗辐照脆化性能。 展开更多
关键词 两相区淬火 核电用Mn-Mo-Ni钢 微观组织 位错密度 辐照脆化
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秦山第二核电厂1、2号机组压力容器辐照脆化监督 被引量:1
11
作者 蒋国富 李国云 +5 位作者 栾兴峰 张海生 黄娟 杨旭 操节宝 孙凯 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第S1期187-190,共4页
秦山第二核电厂1、2号机组的辐照监督试验全部8个批次已经完成。通过不同快中子注量下辐照监督试样的力学试验,得到压力容器材料的强度、延伸率、冲击韧性等的变化值,以及上平台能量和韧脆转变温度变化值。与未辐照材料性能相比,监督管... 秦山第二核电厂1、2号机组的辐照监督试验全部8个批次已经完成。通过不同快中子注量下辐照监督试样的力学试验,得到压力容器材料的强度、延伸率、冲击韧性等的变化值,以及上平台能量和韧脆转变温度变化值。与未辐照材料性能相比,监督管试样均有一定的辐照强化和脆化效应,韧脆转变温度有不同程度的上升,但均低于FIS公式预测值。综合评价认为:2个机组压力容器材料的辐照脆化效应均处于较低水平。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 辐照监督 辐照脆化
RPV辐照脆化巴克豪森噪声检测的二维仿真 预览
12
作者 徐忠 吴凌云 +4 位作者 王海涛 郑凯 樊明亮 钱王洁 刘向兵 《无损检测》 2015年第11期2-4,63共4页
采用巴克豪森噪声检测法对核反应堆压力容器(RPV)的辐照脆化进行预测与评估,针对传统的巴克豪森噪声检测磁化装置不足和RPV试件尺寸问题,设计了一套专用于RPV辐照脆化检测的磁化装置。为了验证RPV辐照脆化检测系统中磁化装置的可行性... 采用巴克豪森噪声检测法对核反应堆压力容器(RPV)的辐照脆化进行预测与评估,针对传统的巴克豪森噪声检测磁化装置不足和RPV试件尺寸问题,设计了一套专用于RPV辐照脆化检测的磁化装置。为了验证RPV辐照脆化检测系统中磁化装置的可行性,利用Ansoft软件建立磁化装置的二维仿真模型。通过仿真结果对RPV辐照脆化检测系统的磁化装置及激励信号等参数进行优化,对提高RPV辐照脆化检测的准确性有重要意义。 展开更多
关键词 辐照脆化 RPV 巴克豪森噪声 有限元
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反应堆压力容器在典型事故工况下的结构完整性评估
13
作者 朱光强 田祥禄 魏文斌 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第4期49-53,共5页
以反应堆压力容器(RPV)堆芯带区和入口接管为研究对象,建立断裂力学有限元分析模型,以典型事故瞬态的详细热工水力分析结果作为输入条件,对其进行瞬态温度场分析和应力分析。结合RPV辐照脆化计算结果,采用确定性断裂力学分析方法,对RP... 以反应堆压力容器(RPV)堆芯带区和入口接管为研究对象,建立断裂力学有限元分析模型,以典型事故瞬态的详细热工水力分析结果作为输入条件,对其进行瞬态温度场分析和应力分析。结合RPV辐照脆化计算结果,采用确定性断裂力学分析方法,对RPV在4种典型瞬态下的结构完整性进行了分析评估。分析结果表明,40年寿期内,关注区域不会发生脆性断裂失效,但要关注冷却剂温度变化速率大的瞬态。 展开更多
关键词 RPV 辐照脆化 结构完整性评估
反应堆压力容器钢辐照脆化的影响因素分析
14
作者 王荣山 徐超亮 +3 位作者 刘向兵 黄平 陈骏 李承亮 《中国冶金》 CAS 2014年第7期1-5,26共6页
压力容器(RPV)在工况条件下经中子辐照后将导致力学性能退化,发生辐照脆化现象。相关研究表明,引起RPV钢辐照脆化的因素包括自身材料因素和服役环境因素。材料因素是RPV钢自身性质对辐照脆化的影响,包括材料化学成分、微观组织特性与... 压力容器(RPV)在工况条件下经中子辐照后将导致力学性能退化,发生辐照脆化现象。相关研究表明,引起RPV钢辐照脆化的因素包括自身材料因素和服役环境因素。材料因素是RPV钢自身性质对辐照脆化的影响,包括材料化学成分、微观组织特性与晶粒尺寸,环境因素是RPV服役环境对辐照脆化的影响,包括中子注量、中子注量率、中子能谱和辐照温度。 展开更多
关键词 RPV 辐照脆化 影响因素
反应堆压力容器钢的辐照脆化预测模型研究 预览 被引量:1
15
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P... 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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核能系统压力容器辐照脆化机制及其影响因素 被引量:7
16
作者 李正操 陈良 《金属学报》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2014年第11期1285-1293,共9页
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,反应堆压力容器钢中会形成一系列微结构缺陷,包括溶质沉淀、基体损伤和脆性元素的晶界偏聚等,导致材料的韧脆性转变... 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,反应堆压力容器钢中会形成一系列微结构缺陷,包括溶质沉淀、基体损伤和脆性元素的晶界偏聚等,导致材料的韧脆性转变温度升高,产生辐照脆化效应.而压力容器钢的成分和辐照条件决定了各种微结构对辐照脆化的贡献大小.本文主要针对核能系统压力容器辐照脆化机制及其影响因素进行了综述,总结讨论了这些微结构的形成机制及溶质元素、辐照通量和辐照后退火对这些微结构和材料机械性能的影响,并指出了存在的问题和未来的研究方向. 展开更多
关键词 反应堆压力容器 辐照脆化 溶质沉淀 基体损伤 晶界偏聚
基于辐照脆化的反应堆压力容器60年设计寿命改进分析 预览 被引量:2
17
作者 邱天 罗英 +2 位作者 马姝丽 周高斌 李长香 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第S1期103-108,115共7页
反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素。本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响... 反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素。本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响因素进行探讨,提出可在国内自主研发与制造的二代改进型及三代核电上实施的满足RPV 60年设计寿命的几项优化措施。 展开更多
关键词 反应堆压力容器(RPV) 辐照脆化 60年设计寿命 改进分析
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反应堆压力容器材料辐照脆化预测模型研究 预览 被引量:3
18
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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反应堆压力容器材料辐照脆化机理研究进展 预览 被引量:3
19
作者 乔建生 杨文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第4期 480-486,共7页
反应堆压力容器(RPV)材料辐照脆化机理的研究是提高材料辐照脆化抗力、解释辐照脆化效应、建立辐照脆化预测模型的理论基础。开展RPV材料辐照脆化机理的研究不仅有助于认识辐照脆化现象的本质,建立科学的辐照脆化预测模型,改进RPV材... 反应堆压力容器(RPV)材料辐照脆化机理的研究是提高材料辐照脆化抗力、解释辐照脆化效应、建立辐照脆化预测模型的理论基础。开展RPV材料辐照脆化机理的研究不仅有助于认识辐照脆化现象的本质,建立科学的辐照脆化预测模型,改进RPV材料的成分设计和制造工艺,也有助于提高材料的辐照脆化抗力,对于改进RPV材料的性能具有重要意义。本文从RPV材料的发展和微观结构观测手段的进步两方面论述了RPV材料辐照脆化机理研究的两个发展阶段及其主要成果,并对今后的研究手段及研究方向进行了讨论。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 辐照脆化 机理
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压力温度限值曲线计算与比较分析 预览 被引量:2
20
作者 吕峰 钱海洋 +1 位作者 王荣山 黄平 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第3期65-68,共4页
核电厂在启停堆过程中必须将压力和温度控制在限值范围内,即压力温度限值曲线(P-T曲线)所允许的范围内,以防止反应堆压力容器发生脆性开裂。以法国的RCCM规范、美国的ASME规范和我国的核行业标准EJ/T918为对象,对比分析P-T曲线各... 核电厂在启停堆过程中必须将压力和温度控制在限值范围内,即压力温度限值曲线(P-T曲线)所允许的范围内,以防止反应堆压力容器发生脆性开裂。以法国的RCCM规范、美国的ASME规范和我国的核行业标准EJ/T918为对象,对比分析P-T曲线各自的计算方法,讨论了所采用的保守假设对计算结果的影响。研究表明,选取材料静态断裂韧性KIC计算P-T曲线将会增加核电厂启停堆过程中的操控空间;与最新版国外规范比较,我国行业标准EJ/T918的计算结果显得过于保守。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 压力温度限值曲线 辐照脆化
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