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主泵主轴超声检验技术研究
1
作者
柯涛
丁松
+1 位作者
张运平
李上平
《科技视界》
2018年第1期193-195,185,共4页
为保证主泵主轴的运行安全,对主泵主轴的定期无损检测是确保其安全运行的关键所在,因而有针对性的开展主泵主轴超声检验技术研究。通过分析研究主泵主轴材质、结构以及现场条件对超声检验的影响,开展探头角度、频率、晶片尺寸以及标定...
为保证主泵主轴的运行安全,对主泵主轴的定期无损检测是确保其安全运行的关键所在,因而有针对性的开展主泵主轴超声检验技术研究。通过分析研究主泵主轴材质、结构以及现场条件对超声检验的影响,开展探头角度、频率、晶片尺寸以及标定试块等检测参数和检验技术的设计,并进行声场模拟和模拟件检测试验,研究开发出了一套有效可靠快捷的主泵主轴超声检验技术。
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关键词
主泵主轴
超声检验
探头
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职称材料
核主泵主轴表面热疲劳分析与寿命评估
被引量:
5
2
作者
马国军
胡光举
吴承伟
《固体力学学报》
CAS
CSCD
北大核心
2015年第S1期145-151,共7页
核主泵主轴一般工作在约300℃的温度环境中,但会频繁受到冷却水的瞬态冲击作用,由此产生的热应力容易导致主轴表面产生疲劳裂纹,有效预测核泵主轴的热疲劳寿命意义重大.本文分析了核泵主轴表面在热冲击过程中的瞬态温度场、热应力场等...
核主泵主轴一般工作在约300℃的温度环境中,但会频繁受到冷却水的瞬态冲击作用,由此产生的热应力容易导致主轴表面产生疲劳裂纹,有效预测核泵主轴的热疲劳寿命意义重大.本文分析了核泵主轴表面在热冲击过程中的瞬态温度场、热应力场等变化规律,用数值模拟方法研究了热冲击的冲击温度、冲击区域半径和表面吸附水膜厚度等参数对热应力和热疲劳寿命的影响,发现热冲击温度、冲击区域半径和表面水膜厚度各因素对冲击表面热应力和疲劳寿命的影响呈现一定规律性,疲劳裂纹将首先发生在材料表面,然后向内部扩展,到达一定深度后止裂.热冲击冷却水温度差对表面热应力和疲劳寿命影响最大,冲击区域尺寸影响最小,表面吸附水膜具有降低热应力提高疲劳寿命的防护作用.
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关键词
核
主泵主轴
热冲击
疲劳寿命
原文传递
核电站主泵的主轴、堆焊层和护环材料的抗腐蚀性能分析
被引量:
1
3
作者
罗强
陈勇
+3 位作者
孙静涛
吕晓春
周之入
杜兵
《水泵技术》
北大核心
2012年第1期31-33,共3页
本文阐述压水堆一回路主泵(冷却剂循环泵)的主轴、堆焊层和护环材料的试验研究,分析它们在常温下的点蚀行为和电偶腐蚀行为,在高温高压环境中的均匀腐蚀和应力腐蚀行为。分析结果表明,主轴、堆焊层和护环材料具有较好的抗点蚀能力,在发...
本文阐述压水堆一回路主泵(冷却剂循环泵)的主轴、堆焊层和护环材料的试验研究,分析它们在常温下的点蚀行为和电偶腐蚀行为,在高温高压环境中的均匀腐蚀和应力腐蚀行为。分析结果表明,主轴、堆焊层和护环材料具有较好的抗点蚀能力,在发生点蚀后其膜具有自修复能力,能阻止点蚀的进一步发展;主轴-堆焊层电偶对、堆焊层-护环电偶对发生电偶腐蚀的电流密度分别为0.129μA/cm^2、0.039μA/cm^2,属于电偶腐蚀敏感性评价等级中的A级,两种电偶对具有很好的耐电偶腐蚀性能;主轴-堆焊层-护环焊接接头在300℃的高温水中腐蚀3000 h后,没有发生应力腐蚀,且均匀腐蚀速率仅为0.23 mg/dm^2·m。分析结果对主泵的主轴、堆焊层和护环的设计和选材具有重要指导意义。
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关键词
核电站用
泵
主泵主轴
护环均匀腐蚀应力腐蚀
电偶腐蚀点蚀
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职称材料
题名
主泵主轴超声检验技术研究
1
作者
柯涛
丁松
张运平
李上平
机构
中核武汉核电运行技术股份有限公司
出处
《科技视界》
2018年第1期193-195,185,共4页
文摘
为保证主泵主轴的运行安全,对主泵主轴的定期无损检测是确保其安全运行的关键所在,因而有针对性的开展主泵主轴超声检验技术研究。通过分析研究主泵主轴材质、结构以及现场条件对超声检验的影响,开展探头角度、频率、晶片尺寸以及标定试块等检测参数和检验技术的设计,并进行声场模拟和模拟件检测试验,研究开发出了一套有效可靠快捷的主泵主轴超声检验技术。
关键词
主泵主轴
超声检验
探头
Keywords
Primary pump spindle
Ultrasonic inspection
Probe
分类号
F426.61 [经济管理—产业经济]
下载PDF
职称材料
题名
核主泵主轴表面热疲劳分析与寿命评估
被引量:
5
2
作者
马国军
胡光举
吴承伟
机构
工业装备与结构分析国家重点实验室大连理工大学运载工程与力学学部
出处
《固体力学学报》
CAS
CSCD
北大核心
2015年第S1期145-151,共7页
基金
国家"973"(2015CB057306
2011CB706504)计划
国家自然科学基金(11272080)资助
文摘
核主泵主轴一般工作在约300℃的温度环境中,但会频繁受到冷却水的瞬态冲击作用,由此产生的热应力容易导致主轴表面产生疲劳裂纹,有效预测核泵主轴的热疲劳寿命意义重大.本文分析了核泵主轴表面在热冲击过程中的瞬态温度场、热应力场等变化规律,用数值模拟方法研究了热冲击的冲击温度、冲击区域半径和表面吸附水膜厚度等参数对热应力和热疲劳寿命的影响,发现热冲击温度、冲击区域半径和表面水膜厚度各因素对冲击表面热应力和疲劳寿命的影响呈现一定规律性,疲劳裂纹将首先发生在材料表面,然后向内部扩展,到达一定深度后止裂.热冲击冷却水温度差对表面热应力和疲劳寿命影响最大,冲击区域尺寸影响最小,表面吸附水膜具有降低热应力提高疲劳寿命的防护作用.
关键词
核
主泵主轴
热冲击
疲劳寿命
Keywords
nuclear pump shaft,thermal shock,fatigue life
分类号
TL353.12 [核科学技术—核技术及应用]
原文传递
题名
核电站主泵的主轴、堆焊层和护环材料的抗腐蚀性能分析
被引量:
1
3
作者
罗强
陈勇
孙静涛
吕晓春
周之入
杜兵
机构
中国核动力研究设计院 核燃料及材料国家重点实验室
哈尔滨焊接研究所
出处
《水泵技术》
北大核心
2012年第1期31-33,共3页
文摘
本文阐述压水堆一回路主泵(冷却剂循环泵)的主轴、堆焊层和护环材料的试验研究,分析它们在常温下的点蚀行为和电偶腐蚀行为,在高温高压环境中的均匀腐蚀和应力腐蚀行为。分析结果表明,主轴、堆焊层和护环材料具有较好的抗点蚀能力,在发生点蚀后其膜具有自修复能力,能阻止点蚀的进一步发展;主轴-堆焊层电偶对、堆焊层-护环电偶对发生电偶腐蚀的电流密度分别为0.129μA/cm^2、0.039μA/cm^2,属于电偶腐蚀敏感性评价等级中的A级,两种电偶对具有很好的耐电偶腐蚀性能;主轴-堆焊层-护环焊接接头在300℃的高温水中腐蚀3000 h后,没有发生应力腐蚀,且均匀腐蚀速率仅为0.23 mg/dm^2·m。分析结果对主泵的主轴、堆焊层和护环的设计和选材具有重要指导意义。
关键词
核电站用
泵
主泵主轴
护环均匀腐蚀应力腐蚀
电偶腐蚀点蚀
分类号
TL375.6 [核科学技术—核技术及应用]
下载PDF
职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
主泵主轴超声检验技术研究
柯涛
丁松
张运平
李上平
《科技视界》
2018
0
下载PDF
职称材料
2
核主泵主轴表面热疲劳分析与寿命评估
马国军
胡光举
吴承伟
《固体力学学报》
CAS
CSCD
北大核心
2015
5
原文传递
3
核电站主泵的主轴、堆焊层和护环材料的抗腐蚀性能分析
罗强
陈勇
孙静涛
吕晓春
周之入
杜兵
《水泵技术》
北大核心
2012
1
下载PDF
职称材料
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