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Numerical Investigation on Residual Stresses of the Safe-End/Nozzle Dissimilar Metal Welded Joint in CAP1400 Nuclear Power Plants 被引量:4
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作者 Wen-Chao Dong Dian-Bao Gao Shan-Ping Lu 《Acta Metallurgica Sinica(English Letters)》 SCIE EI CAS CSCD 2019年第5期618-628,共11页
The residual stress evolution in a safe-end/nozzle dissimilar metal welded joint of CAP1400 nuclear power plants was investigated in the manufacturing process by finite element simulation. A finite element model, incl... The residual stress evolution in a safe-end/nozzle dissimilar metal welded joint of CAP1400 nuclear power plants was investigated in the manufacturing process by finite element simulation. A finite element model, including cladding,buttering, post-weld heat treatment (PWHT) and dissimilar metal multi-pass welding, is developed based on SYSWELD software to investigate the evolution of residual stress in the aforementioned manufacturing process. The results reveal a large tensile axial residual stress, which exists at the weld zone on the inner surface, leads to a high sensitivity to stress corrosion cracking (SCC). PWHT process before dissimilar metal multi-pass welding process has a great in?uence on the magnitude and distribution of final axial residual stress. The risk of SCC on the inner surface of the pipe will increase if PWHT process is not taken into account. Therefore, such crucial thermal manufacturing process such as cladding, buttering and post-weld heat treatment, besides the multi-pass welding process, should be considered in the numerical model in order to accurately predict the distribution and the magnitude of the residual stress. 展开更多
关键词 CAP1400 nuclear power plants NOZZLE safe-end Dissimilar metal welding Residual stress
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CAP1400核电站接管和安全端焊接变形与残余应力研究 被引量:15
2
作者 谷雨 张俊宝 余燕 《压力容器》 2016年第6期8-11,32,共5页
系统研究了CAP1400核电站接管和安全端模拟件焊接变形与残余应力分布特点。接管和安全端在焊接过程中焊接变形主要集中于焊接的初始阶段,焊接1/4厚度时,变形量为3 mm左右,焊接完成后,焊缝收缩量高达4.5 mm。盲孔法测试结果表明,在整个... 系统研究了CAP1400核电站接管和安全端模拟件焊接变形与残余应力分布特点。接管和安全端在焊接过程中焊接变形主要集中于焊接的初始阶段,焊接1/4厚度时,变形量为3 mm左右,焊接完成后,焊缝收缩量高达4.5 mm。盲孔法测试结果表明,在整个接管和安全端焊接接头内,环向与轴向焊接残余应力均为拉应力。焊接残余应力的最大值位于安全端镍基堆焊层与对接焊缝熔合线附近,测试结果达到500 MPa。 展开更多
关键词 CAP1400核电站 接管和安全端 焊接变形 残余应力
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核电站蒸汽发生器异种钢焊接残余应力研究 被引量:6
3
作者 张俊宝 葛可可 徐连勇 《热力发电》 CAS 北大核心 2017年第3期39-44,共6页
为更好地预测核电站蒸汽发生器安全端异种钢焊接接头的残余应力状态,保障设备的安全运行,采用有限元分析软件,在充分考虑材料的热物理性能和力学性能的前提下,完成了核电站蒸汽发生器水室下封头的冷却剂出口低合金钢接管SA508和不锈钢... 为更好地预测核电站蒸汽发生器安全端异种钢焊接接头的残余应力状态,保障设备的安全运行,采用有限元分析软件,在充分考虑材料的热物理性能和力学性能的前提下,完成了核电站蒸汽发生器水室下封头的冷却剂出口低合金钢接管SA508和不锈钢安全端CF8A的异种钢焊接接头的应力场计算;采用盲孔法测量对接管内外壁的残余应力,并与模拟值进行比较。结果表明:轴向残余应力的实测值与模拟值吻合度较高,同时也证明了模拟方法的准确性;从试样的整体残余应力分布状态可知,轴向和周向残余高应力区主要分布在内外壁两侧隔离堆焊层及热影响区(HAZ),此处属于发生应力腐蚀开裂的危险位置。 展开更多
关键词 核电站 蒸汽发生器 安全端 异种钢接头 残余应力 腐蚀开裂 盲孔法
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核反应堆压力容器接管安全端堆焊修复结构的LBB分析 被引量:3
4
作者 魏敏 王国珍 +2 位作者 轩福贞 涂善东 刘长军 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期72-76,共5页
核反应堆压力容器接管安全端异种金属焊接接头在服役中通常会产生高温高压水环境中的应力腐蚀裂纹扩展。目前减轻和修复这种裂纹的技术是在安全端管接头外表面堆焊一层更抗腐蚀的镍基合金(Alloy52M)材料。本文通过三维结构的有限元断裂... 核反应堆压力容器接管安全端异种金属焊接接头在服役中通常会产生高温高压水环境中的应力腐蚀裂纹扩展。目前减轻和修复这种裂纹的技术是在安全端管接头外表面堆焊一层更抗腐蚀的镍基合金(Alloy52M)材料。本文通过三维结构的有限元断裂力学分析,计算得到了堆焊修复结构的"先漏后断"(Leak-before-break,LBB)曲线和韧带失稳线,并分析了堆焊层厚度对LBB安全边际的影响。结果表明,堆焊修复后结构的LBB曲线和韧带失稳线在没有堆焊层结构的曲线上方,且随堆焊层厚度的增加,LBB曲线和韧带失稳线上移,表明堆焊修复及堆焊层厚度的增加使安全端结构的LBB安全边际增大。 展开更多
关键词 堆焊修复 LBB(Leak—before—break)曲线 韧带失稳线 核电安全端 焊接接头
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核压力容器接管安全端不同焊接结构的失效评定图 被引量:8
5
作者 潘建宾 王国珍 +1 位作者 轩福贞 涂善东 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2017年第5期82-88,共7页
基于英国R6规范选择3的方法构建了核压力容器接管安全端两种异种金属焊接结构(含隔离层的四材料结构和不含隔离层的三材料结构)的失效评定图(Failure assessment diagram,FAD),并分析了裂纹位置和裂纹深度对FAD的影响。结果表明,两种结... 基于英国R6规范选择3的方法构建了核压力容器接管安全端两种异种金属焊接结构(含隔离层的四材料结构和不含隔离层的三材料结构)的失效评定图(Failure assessment diagram,FAD),并分析了裂纹位置和裂纹深度对FAD的影响。结果表明,两种结构的极限载荷基本相同,裂纹位置对极限载荷基本没有影响。随裂纹位置由管嘴向316L安全端管区域靠近及随裂纹深度的增加,失效评定曲线(Failure assessment curve,FAC)下移,结构的安全性降低。由于两种焊接结构中,相同位置、相同尺寸裂纹的FAD和极限载荷基本相同,因而其抗断裂性能和结构强度基本相同。 展开更多
关键词 失效评定图 异种金属焊接接头 核压力容器 安全端 裂纹
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核压力容器接管安全端堆焊修复对失效评定曲线的影响 被引量:4
6
作者 魏敏 王国珍 +2 位作者 轩福贞 刘长军 涂善东 《压力容器》 2013年第5期58-63,共6页
核压力容器接管安全端异种金属焊接接头在服役中通常会产生高温高压水环境下的应力腐蚀裂纹扩展。目前减轻和修复这种裂纹的技术为在安全端管接头外表面堆焊一层更抗腐蚀的镍基合金(Alloy52M)材料。通过ABAQUS有限元分析,构建了堆焊修... 核压力容器接管安全端异种金属焊接接头在服役中通常会产生高温高压水环境下的应力腐蚀裂纹扩展。目前减轻和修复这种裂纹的技术为在安全端管接头外表面堆焊一层更抗腐蚀的镍基合金(Alloy52M)材料。通过ABAQUS有限元分析,构建了堆焊修复后结构的失效评定曲线,分析了堆焊层厚度、裂纹深度和裂纹位置对失效评定曲线的影响。结果表明:随着堆焊层厚度的增加、裂纹深度的减小及裂纹位置向接管嘴的移动,失效评定曲线上移,结构的安全性增加。当对堆焊修复接头区的裂纹进行评定时,需要建立与堆焊修复后安全端结构尺寸、裂纹尺寸、裂纹位置和材料性能相关的准确的失效评定曲线。 展开更多
关键词 堆焊修复 失效评定曲线 核电安全端 焊接接头 有限元
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核电站接管安全端焊缝水下维修装备设计
7
作者 文忠 俞照辉 +1 位作者 闫国华 李玮 《机械工程与自动化》 2017年第6期96-98,100,共4页
针对接管安全端焊缝出现损伤后的水下修复提出了基于局部干式环境创建的维修方法,设计了整体式筒体密封结构、双气囊结构、维修机械手以及辅助机构,并研制了样机。试验结果表明:局部干式环境的创建符合预期,能够提供与常规焊接类似的作... 针对接管安全端焊缝出现损伤后的水下修复提出了基于局部干式环境创建的维修方法,设计了整体式筒体密封结构、双气囊结构、维修机械手以及辅助机构,并研制了样机。试验结果表明:局部干式环境的创建符合预期,能够提供与常规焊接类似的作业环境,可减少焊缝因急冷而出现脆化的问题;整体式的筒体密封结构可降低内部零部件自身防水性能的要求,从而提高选型自由度;维修机械手运动不受水环境干扰,可提供更高的作业精度,满足水下维修作业需求;整套系统结构紧凑,工艺控制简单,能够为水下维修作业提供稳定的干式作业环境。 展开更多
关键词 核电站 接管安全端 局部干式环境 双气囊 水下维修
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核电压力容器安全端失效评定曲线研究 被引量:3
8
作者 刘志伟 王国珍 +2 位作者 轩福贞 刘长军 涂善东 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第S1期169-172,178,共5页
建立了典型核电压力容器安全端结构的三维有限元分析模型,对假想存在于焊缝中不同尺寸的内表面周向裂纹进行有限元断裂力学分析,按英国中央电力局的内部规程——含缺陷结构完整性评定(R6)选择3(R6中失效评定图有3种,即选择1、2、3)的方... 建立了典型核电压力容器安全端结构的三维有限元分析模型,对假想存在于焊缝中不同尺寸的内表面周向裂纹进行有限元断裂力学分析,按英国中央电力局的内部规程——含缺陷结构完整性评定(R6)选择3(R6中失效评定图有3种,即选择1、2、3)的方法构建与安全端复杂结构、焊接坡口几何、异种金属接头区复杂材料及裂纹尺寸相关的准确的失效评定曲线(FAC)。研究发现,随裂纹深度和长度的增加,失效评定曲线下移,逐渐靠近R6选择1曲线,最大尺寸裂纹的FAC下移到了选择1曲线之下。说明对于核电安全端中的小尺寸裂纹,用选择1的通用FAC评定将得到过于保守的结果;而对于大尺寸裂纹将可能得到非保守的结果。因此安全端准确的缺陷评定应选择与裂纹尺寸相关的准确的FAC。文中对裂纹尺寸影响FAC的机理也进行了分析。 展开更多
关键词 失效评定曲线 安全端 裂纹尺寸 有限元 核电
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不同类型接管安全端焊接接头常温断裂韧性对比研究 被引量:3
9
作者 杨乘东 柳猛 +2 位作者 张茂龙 茹祥坤 唐伟宝 《压力容器》 北大核心 2020年第2期30-36,50,共8页
对带镍基合金隔离层和无隔离层两种不同类型接管安全端焊接接头的常温断裂韧性进行对比研究,研究结果表明:接头焊缝区的J-R阻力曲线和断裂韧性高于SA508区域,低于316L区域。界面裂纹的J-R阻力曲线和断裂韧性最低,界面区域的延性裂纹起... 对带镍基合金隔离层和无隔离层两种不同类型接管安全端焊接接头的常温断裂韧性进行对比研究,研究结果表明:接头焊缝区的J-R阻力曲线和断裂韧性高于SA508区域,低于316L区域。界面裂纹的J-R阻力曲线和断裂韧性最低,界面区域的延性裂纹起裂和扩展阻力最小。带隔离层接头中熔合区、热影响区和焊缝中心区的J-R阻力曲线和断裂韧性J 1c略高于无隔离层接头的对应区域。无隔离层接管安全端接头的J-R阻力曲线和断裂韧性可以达到带隔离层接头的水平。 展开更多
关键词 核反应堆压力容器 接管安全端 断裂韧性 J-R阻力曲线 延性断裂
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核电接管安全端308L/309L异种金属焊接接头拉伸断裂行为 被引量:1
10
作者 罗炯 张十庆 +1 位作者 王宏 刘洋 《材料热处理学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第3期144-150,共7页
对核电接管安全端异种金属焊接接头(SA508-3-308L/309L-316L)进行拉伸、硬度试验及显微组织观察,确定接头拉伸断裂位置并研究断裂位置产生原因。结果表明:焊缝在接头具有最低强度及塑性,断裂位置为焊缝隔离层;隔离层中铁素体大部分... 对核电接管安全端异种金属焊接接头(SA508-3-308L/309L-316L)进行拉伸、硬度试验及显微组织观察,确定接头拉伸断裂位置并研究断裂位置产生原因。结果表明:焊缝在接头具有最低强度及塑性,断裂位置为焊缝隔离层;隔离层中铁素体大部分呈板条状,因此隔离层裂纹扩展穿透两相界面相对较少,裂纹扩展阻力更小;隔离层相对于对接焊缝硬度更高,隔离层具有高的位错密度,因此残余应力大,导致硬度升高,降低隔离层临界塑性变形能力;焊缝与SA508-3钢为低强度匹配,高的三轴应力及塑性应变主要分布在隔离层内,裂纹更易萌生。 展开更多
关键词 异种金属焊接 拉伸 断裂位置 核电接管安全端 308L/309L
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三代核电蒸汽发生器接管安全端焊接技术 被引量:2
11
作者 罗成 许杰 陈石磊 《焊接》 北大核心 2012年第10期57-60,72,共4页
安全端是蒸汽发生器等核岛主设备上一种异种钢焊接结构,为保证核电站的安全运行,对安全端的焊接质量要求很高,其焊接工艺难度非常大。文中对蒸汽发生器安全端结构进行了介绍,结合焊接工艺评定,对焊接坡口的设计、焊接材料的选择和窄间... 安全端是蒸汽发生器等核岛主设备上一种异种钢焊接结构,为保证核电站的安全运行,对安全端的焊接质量要求很高,其焊接工艺难度非常大。文中对蒸汽发生器安全端结构进行了介绍,结合焊接工艺评定,对焊接坡口的设计、焊接材料的选择和窄间隙焊接的工艺参数进行了试验研究,并将试验结果应用到产品焊接中,达到了良好的效果。 展开更多
关键词 三代核电 蒸汽发生器 安全端焊接 异种钢
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不同类型接管安全端焊接接头微观组织对比研究
12
作者 茹祥坤 柳猛 +2 位作者 张茂龙 杨乘东 唐伟宝 《发电设备》 2020年第5期334-338,343,共6页
采用扫描电子显微镜、能谱分析仪和显微硬度仪,对比研究了两种类型接管安全端焊接接头的微观组织。结果表明:在带镍基合金隔离层接管安全端焊接接头中,在距离低合金钢和焊缝金属熔合线约1.8 mm和约3.5 mm处的镍基焊缝金属中出现硬度峰值... 采用扫描电子显微镜、能谱分析仪和显微硬度仪,对比研究了两种类型接管安全端焊接接头的微观组织。结果表明:在带镍基合金隔离层接管安全端焊接接头中,在距离低合金钢和焊缝金属熔合线约1.8 mm和约3.5 mm处的镍基焊缝金属中出现硬度峰值,在距离焊缝金属和不锈钢熔合线约1.7 mm处的不锈钢中出现硬度峰值;在无镍基合金隔离层接管安全端焊接接头中,在距离焊缝金属和不锈钢熔合线约5.0 mm处的镍基合金焊缝中,以及约1.6 mm和约3.4 mm处的不锈钢中,出现硬度峰值。 展开更多
关键词 核电 接管安全端 微观组织 显微硬度 成分分布
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核电站反应堆压力容器接管安全端焊缝役前^(192)Ir源中心曝光射线检测技术
13
作者 李得彬 《无损检测》 2011年第7期40-43,共4页
介绍了岭澳Ⅱ期核电站4号机组反应堆压力容器(RPV)接管安全端役前(PSI)射线检查技术。依据法国压水堆核电站设计建造标准RCC-M和在役检查标准RSE-M.总结了反应堆压力容器接管安全端射线检测的技术要点;同时还介绍了RCC-M和RSE M标准中... 介绍了岭澳Ⅱ期核电站4号机组反应堆压力容器(RPV)接管安全端役前(PSI)射线检查技术。依据法国压水堆核电站设计建造标准RCC-M和在役检查标准RSE-M.总结了反应堆压力容器接管安全端射线检测的技术要点;同时还介绍了RCC-M和RSE M标准中的一些特别规定。 展开更多
关键词 安全端焊缝 射线检测 核电站 中心曝光法
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核电安全端结构中材料拘束的作用范围 被引量:1
14
作者 戴悦 杨杰 陈浩峰 《金属学报》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2021年第12期1645-1652,共8页
分别选择核电安全端实际结构和简化结构为研究对象,对不同材料拘束下2种结构的J积分-弯矩曲线、等效塑性应变(PEEQ)等值线所围绕区域的面积和失效评定曲线进行计算,以考察结构中材料拘束的作用范围。结果表明:在核电安全端实际结构和简... 分别选择核电安全端实际结构和简化结构为研究对象,对不同材料拘束下2种结构的J积分-弯矩曲线、等效塑性应变(PEEQ)等值线所围绕区域的面积和失效评定曲线进行计算,以考察结构中材料拘束的作用范围。结果表明:在核电安全端实际结构和简化结构中均存在着材料拘束的作用范围。J积分-弯矩曲线、PEEQ等值线所围绕区域的面积和失效评定曲线均不受材料拘束作用范围之外材料的影响。简化结构几何拘束较低、材料拘束作用范围较大、失效评定曲线略高,与实际结构相比,可能会产生非保守的评价结果。 展开更多
关键词 核电安全端 材料拘束 作用范围 失效评定曲线
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