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核主泵泵壳三维参数化智能设计系统的应用开发与研究 预览
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作者 黄子参 马家炯 +3 位作者 符伟 李中双 张勇 刘鹏 《水泵技术》 2018年第5期28-30,34共4页
泵壳属于百万千瓦级核电站轴封型反应堆冷却剂泵(简称“主泵”)水力部件的重要组成部分,具有引流、导流作用,也是防止放射性物质泄漏的第二道屏障。本文对泵壳的结构参数、尺寸及装配关系进行了深入研究,建立其参数化模型,并通过... 泵壳属于百万千瓦级核电站轴封型反应堆冷却剂泵(简称“主泵”)水力部件的重要组成部分,具有引流、导流作用,也是防止放射性物质泄漏的第二道屏障。本文对泵壳的结构参数、尺寸及装配关系进行了深入研究,建立其参数化模型,并通过二次开发完成泵壳三维参数化智能设计系统,实现了参数驱动模型体直接生成泵壳三维的功能。该系统提高了设计效率,减少了人力投入,使其生成的三维模型满足设计过程及设计准则的标准化要求,有效减少了人为设计失误。本文的三维参数化设计理念及研究成果可以在核电其他设备上推广应用。 展开更多
关键词 核电站用 主泵 参数化 Creo软件
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二代加CPR1000型主泵泵壳铸造工艺及控制
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作者 邓冬 李海涛 +3 位作者 宋祖荣 赵立彬 贺振宇 沈伟 《特种铸造及有色合金》 CSCD 北大核心 2018年第6期645-647,共3页
CPR1000型主泵泵壳采用铁素体含量为12%-20%的奥氏体不锈钢铸造。介绍了泵壳铸件制造的关键工艺,采用自硬砂造型,选择底返式快速浇注并用氩气保护的浇注工艺。采用1包浇注,包孔直径为110mm(两个)。横浇道直径为140mm(两个),内... CPR1000型主泵泵壳采用铁素体含量为12%-20%的奥氏体不锈钢铸造。介绍了泵壳铸件制造的关键工艺,采用自硬砂造型,选择底返式快速浇注并用氩气保护的浇注工艺。采用1包浇注,包孔直径为110mm(两个)。横浇道直径为140mm(两个),内浇道直径为100mm(4个),浇注时间为120-150s,金属液面上升速度为12-20mm/s,浇注温度为1520-1550℃,成功铸造出了主泵泵壳。 展开更多
关键词 主泵 砂型 铸造
AP1000主泵泵壳与蒸汽发生器装焊变形控制工艺研究 被引量:1
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作者 和广庆 李翠翠 杨东升 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期77-81,共5页
三代核电机组AP1000主冷却剂泵(RCP)泵壳与蒸汽发生器(SG)焊接接头为重要承压边界焊缝之一;焊后泵壳管嘴位置公差直接影响主泵内部构件和现场主管道装配。本文结合国内首台设备制造实例,针对此焊缝焊接变形大,易出现不符合项情况,... 三代核电机组AP1000主冷却剂泵(RCP)泵壳与蒸汽发生器(SG)焊接接头为重要承压边界焊缝之一;焊后泵壳管嘴位置公差直接影响主泵内部构件和现场主管道装配。本文结合国内首台设备制造实例,针对此焊缝焊接变形大,易出现不符合项情况,提出一些防止焊接变形过大而导致泵壳位置超差的控制措施,如装配对中、坡口设计、焊接过程控制等。检测数据表明:按本文给出的工艺组焊的4个泵壳,其排出管嘴角度、主法兰面与SG基准A的俯仰角、轴向收缩控制均满足设计要求。 展开更多
关键词 AP1000 主泵 焊接变形 控制
热老化对核电厂主泵泵壳材料形变强化的影响
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作者 余伟炜 田阳 +2 位作者 陈媛 姜家旺 薛飞 《材料热处理学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第2期10-16,共7页
为了研究主泵泵壳材料CF8在室温和350℃下的形变强化行为以及热老化对于料形变强化的影响,在恒应变速率控制模式下,通过对原始态和不同热老化时间后的试样进行室温和350℃下的准静态拉伸试验。结果表明,主泵泵壳材料CF8在拉伸过程中变... 为了研究主泵泵壳材料CF8在室温和350℃下的形变强化行为以及热老化对于料形变强化的影响,在恒应变速率控制模式下,通过对原始态和不同热老化时间后的试样进行室温和350℃下的准静态拉伸试验。结果表明,主泵泵壳材料CF8在拉伸过程中变形是不均匀的;随热老化时间延长,材料在室温和350℃的抗拉强度均不断提高,断后伸长率有所下降;在室温和350℃下的形变强化均呈阶段性,应变硬化指数在变形中逐渐增加,在第一阶段增幅最为明显。 展开更多
关键词 Hollomon 应变硬化指数 形变强化 热老化 主泵
热老化对主泵泵壳材料失效评定曲线的影响研究 预览 被引量:20
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作者 余伟炜 田阳 +1 位作者 薛飞 蒙新明 《压力容器》 2014年第5期23-29,12共8页
主要研究了热老化对主泵泵壳材料CF8在室温和350℃温度下拉伸性能以及失效评定曲线的影响。对经历不同老化时间的试样进行恒应变速率下的拉伸试验,采用Ramberg-Osgood (R-O)模型对拉伸真应力-真应变曲线进行分析,并将分析结果用于... 主要研究了热老化对主泵泵壳材料CF8在室温和350℃温度下拉伸性能以及失效评定曲线的影响。对经历不同老化时间的试样进行恒应变速率下的拉伸试验,采用Ramberg-Osgood (R-O)模型对拉伸真应力-真应变曲线进行分析,并将分析结果用于失效评定曲线的计算。结果表明,随热老化时间延长,室温和350℃温度下材料的抗拉强度均不断提高,断后延伸率有所下降;在小应变范围内,R-O模型能够较准确预测材料的真应力-真应变曲线;采用英国R6标准方法二得到不同老化阶段材料的失效评定曲线,结果显示在部分区域,如采用未老化材料的失效评定曲线,则评定结果将偏于不安全。 展开更多
关键词 主泵 热老化 Ramberg-Osgood模型 真应力-应变曲线 失效评定曲线
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主泵泵壳补焊及质量控制
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作者 杨光辉 骆英 +1 位作者 王治虎 李伟 《东方电机》 2009年第1期 30-32,共3页
本文总结了核电主泵泵壳缺陷补焊质量控制的全过程。
关键词 核电站 主泵 补焊 质量控制
主泵泵壳的机械加工技术 预览 被引量:1
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作者 王玉山 张致忠 金丰友 《一重技术》 1997年第1期 38-39,57,共3页
本文叙述了核电设备主泵泵壳的制造工艺流程和主要部位的特殊加工方法。
关键词 机械加工工艺 核电设备 主泵
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基于2007版RCC-M规范的核主泵泵壳防快断分析 预览
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作者 程剑 卢熙宁 赵正华 《通用机械》 2019年第7期49-52,共4页
核主泵泵壳作为核电站一回路承压边界的重要组成部分,其防快速断裂的性能是设计过程中需要重点考察的项目。首先对2007版RCC—M规范中,关于设备进行防快速断裂分析的步骤、评定准则和分析参数的取值方法等进行了介绍。然后,按照该标准... 核主泵泵壳作为核电站一回路承压边界的重要组成部分,其防快速断裂的性能是设计过程中需要重点考察的项目。首先对2007版RCC—M规范中,关于设备进行防快速断裂分析的步骤、评定准则和分析参数的取值方法等进行了介绍。然后,按照该标准的要求,对适用于"华龙一号"堆型的核主泵泵壳进行了防快速断裂分析。分析结果表明:该设计结构的核主泵泵壳韧性良好,能够有效地防止快速断裂。 展开更多
关键词 主泵 RCC—M规范 防快速断裂分析
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CAP1400核主泵泵壳铸件的研发
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作者 杨继伟 王雪东 刘连 《铸造技术》 2018年第4期812-814,共3页
通过对核主泵泵壳的材料组织与性能控制、泵壳铸造工艺、合金冶炼工艺、凝固过程控制等方面的研究,实现了CAP1400核主泵铸件的开发。结果表明,采用双电炉熔炼—LF精炼—VOD处理的冶炼工艺,能够稳定保证C≤0.08%,铁素体含量8-20%;优化的... 通过对核主泵泵壳的材料组织与性能控制、泵壳铸造工艺、合金冶炼工艺、凝固过程控制等方面的研究,实现了CAP1400核主泵铸件的开发。结果表明,采用双电炉熔炼—LF精炼—VOD处理的冶炼工艺,能够稳定保证C≤0.08%,铁素体含量8-20%;优化的计算机模拟铸造工艺能够实现铸件内部致密;选取的热处理工艺可以满足核主泵泵壳抗拉强度≥530 MPa,屈服强度≥240 MPa的要求。 展开更多
关键词 主泵 冶炼工艺 铸造工艺 热处理工艺
Cr/Ni当量比对CAP1400核主泵泵壳用奥氏体不锈钢性能的影响 被引量:2
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作者 康秀红 胡小强 +1 位作者 郑雷刚 夏立军 《材料研究学报》 CSCD 北大核心 2018年第2期142-148,共7页
基于热力学分析,设计了2种不同Cr/Ni当量比的CAP1400核主泵泵壳用奥氏体不锈钢,研究了Cr/Ni当量比和固溶处理温度对这类钢中铁素体的含量及其350℃拉伸性能的影响。结果表明,Cr/Ni当量比较大时,泵壳用奥氏体钢中铁素体含量较多,更为粗大... 基于热力学分析,设计了2种不同Cr/Ni当量比的CAP1400核主泵泵壳用奥氏体不锈钢,研究了Cr/Ni当量比和固溶处理温度对这类钢中铁素体的含量及其350℃拉伸性能的影响。结果表明,Cr/Ni当量比较大时,泵壳用奥氏体钢中铁素体含量较多,更为粗大;而且350℃时抗拉强度较高,能满足CAP1400核主泵泵壳的力学性能要求。在1100~1200℃不同温度固溶处理后,随着固溶处理温度的提高泵壳用奥氏体不锈钢中铁素体的含量略有提高,但是对350℃时的拉伸强度影响较小。 展开更多
关键词 金属材料 奥氏体不锈钢 Cr/Ni当量比 固溶处理 铁素体含量 主泵
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