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Development of SA-533 Type B CL. 1+SA-240 Type 304L roll-bonded clad steel plate for safety injection tank of CAP1400 nuclear power plant 被引量:2
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作者 HOU Hong ZHANG Hanqian +1 位作者 YUAN Xiangqian DING Jianhua 《Baosteel Technical Research》 CAS 2017年第1期18-25,共8页
Aiming to meet the demand of the country' s nuclear demonstration project on the CAP1400 nuclear power plant, Baosteel uses the roll-bonding technology and develops the SA-533 Type B CL. 1 + SA-240 Type 304L high-st... Aiming to meet the demand of the country' s nuclear demonstration project on the CAP1400 nuclear power plant, Baosteel uses the roll-bonding technology and develops the SA-533 Type B CL. 1 + SA-240 Type 304L high-strength and high-toughness clad steel plate with a shear strength of over 310 MPa for the nuclear power plant' s safety injection tank. The properties of the quenched and tempered and the simulated post-weld heat treatment states are systematically studied herein through a comprehensive inspection and evaluation of the composition,microstructure,and properties of the clad steel plate. The results show that the bonding interface has high shear strength and that the base metal has high strength and good toughness at low temperatures. Hence, the performance fully meets the technical requirements of the CAP1400 nuclear power plant' s safety injection tank in the country' s nuclear demonstration project. The roll-bonded clad steel plate can be used to manufacture the safety injection tank of the CAP1400 nuclear power plant. 展开更多
关键词 cap1400 nuclear power plant safety injection tank SA-533 Type B CL. 1 SA-240 Type 304Lrolling clad steel plate quenched and tempered simulated post-weld heat treatment property
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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自主核电次末级空心叶片制造技术研究
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作者 邓小龙 熊建坤 +1 位作者 张峻铭 伍敏 《东方汽轮机》 2023年第4期45-50,共6页
文章介绍了次末级叶片制造工艺流程,并详细阐述了内背弧模具设计及热压成型、装配、焊接等工序的技术要点和制造难点及解决方案,并最终试制成功,为后续空心静叶片制造提供理论支撑。
关键词 cap1400自主核电 次末级叶片 热压成型 焊接
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CAP1400核电站屏蔽厂房结构特性与老化管理研究
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作者 吕阳 张永良 +1 位作者 方奇术 修振野 《全面腐蚀控制》 2023年第6期57-61,共5页
为了实现对CAP1400核电站屏蔽厂房的全寿命期间老化管理,在开展CAP1400核电站屏蔽厂房的结构特点分析和老化降质机理研究的基础上,详细分析了屏蔽厂房监检测技术和评估方法,并对CAP1400核电站的屏蔽厂房老化管理方法进行了探讨,为CAP140... 为了实现对CAP1400核电站屏蔽厂房的全寿命期间老化管理,在开展CAP1400核电站屏蔽厂房的结构特点分析和老化降质机理研究的基础上,详细分析了屏蔽厂房监检测技术和评估方法,并对CAP1400核电站的屏蔽厂房老化管理方法进行了探讨,为CAP1400核电站屏蔽厂房全寿命老化管理奠定基础。 展开更多
关键词 cap1400核电厂 屏蔽厂房 结构特性 老化管理
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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:14
5
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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CAP1400示范电厂气载放射性流出物模拟计算
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作者 张琼 陈晓秋 +2 位作者 王博 张春明 郭瑞萍 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2016年第3期142-148,153,共8页
CAP1400为我国自行研发的装机容量为140万k W的先进非能动三代核电机组。本文以高斯烟羽模型为基础,介绍了我国自行设计的CAP1400核电站正常运行工况下气载排出物的弥散模式。针对实际情况,计算中对模型进行了相关修正,如有效源高、干... CAP1400为我国自行研发的装机容量为140万k W的先进非能动三代核电机组。本文以高斯烟羽模型为基础,介绍了我国自行设计的CAP1400核电站正常运行工况下气载排出物的弥散模式。针对实际情况,计算中对模型进行了相关修正,如有效源高、干湿沉积、放射性衰减等,结合示范电厂石岛湾厂址的气象数据,采用C-AIRDOS程序对气载放射性核素的大气弥散因子、年均浓度分布和部分核素的地面沉积浓度进行了模拟计算。为了解CAP1400示范核电厂运行后对周边地区的辐射环境影响提供了参考信息。 展开更多
关键词 cap1400 核电厂 大气弥散因子 空气浓度 地面沉积率
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冷却速度对CAP1400核主泵泵壳用奥氏体不锈钢铸造组织的影响
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作者 刘连 李宠 +2 位作者 王雪东 夏立军 杨继伟 《热加工工艺》 北大核心 2019年第7期36-40,共5页
采用OM、SEM和EPMA手段分析了CAP1400泵壳用奥氏体不锈钢在1480℃重熔后以不同速度冷却至1340℃后水冷的凝固组织,研究了不同冷却速度对铁素体相分数及成分的影响规律。结果表明,CAP1400泵壳用奥氏体不锈钢重熔后的凝固组织主要由奥氏... 采用OM、SEM和EPMA手段分析了CAP1400泵壳用奥氏体不锈钢在1480℃重熔后以不同速度冷却至1340℃后水冷的凝固组织,研究了不同冷却速度对铁素体相分数及成分的影响规律。结果表明,CAP1400泵壳用奥氏体不锈钢重熔后的凝固组织主要由奥氏体相和残余δ铁素体相组成。凝固速度越快,残余δ铁素体相含量越多,奥氏体含量越少,且粗大的奥氏体相变得更为细小。在同一凝固速度下,δ铁素相中Cr、Si、Mo、Mn元素含量均高于奥氏体相。随着凝固速度的加快,δ铁素体相和奥氏体相中的Cr含量升高,而Ni、Si、Mo、Mn含量的波动幅度较小。 展开更多
关键词 cap1400核电 泵壳 奥氏体不锈钢 δ铁素体相 微观组织
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CAP1400核电站SA738 Gr.B埋弧横焊工艺 被引量:2
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作者 董永志 于杰 樊祥博 《电焊机》 2019年第4期317-321,共5页
目前CAP1400核电站钢安全壳环缝(材料SA738 Gr.B)焊接以焊条电弧焊为主,效率低、成本高。在热处理和非热处理条件下进行埋弧横焊工艺试验,并对焊材适用性、试件制备要求、无损检测、机加工取样及破坏性试验结果进行分析。结果表明,采用... 目前CAP1400核电站钢安全壳环缝(材料SA738 Gr.B)焊接以焊条电弧焊为主,效率低、成本高。在热处理和非热处理条件下进行埋弧横焊工艺试验,并对焊材适用性、试件制备要求、无损检测、机加工取样及破坏性试验结果进行分析。结果表明,采用的焊材满足SA738 Gr.B钢板焊接技术要求,埋弧焊工艺稳定可靠,核电站钢安全壳筒体环缝可采用埋弧横焊工艺进行焊接。 展开更多
关键词 cap1400核电站 钢安全壳 环缝 埋弧横焊工艺
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从AP1000到CAP1400,我国先进三代非能动核电技术自主化历程 被引量:13
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作者 郑明光 《中国核电》 2018年第1期41-45,共5页
在我国核电40多年的发展基础上,通过引进、消化、吸收、实现再创新,是我国先进三代核电发展的战略途径。当前,AP1000依托项目首堆建造和调试完成。三代核电技术的消化吸收工作基本完成并取得重大成果,作为国家重大专项核心的自主品牌CAP... 在我国核电40多年的发展基础上,通过引进、消化、吸收、实现再创新,是我国先进三代核电发展的战略途径。当前,AP1000依托项目首堆建造和调试完成。三代核电技术的消化吸收工作基本完成并取得重大成果,作为国家重大专项核心的自主品牌CAP1400,其安全性、经济性、先进性在AP1000基础上有新的发展和提高。以核电装备自主化为标志的三代核电产业能力已经形成,能支撑CAP1400与国产化AP1000的经济性和批量化建设目标的实现。从AP1000到CAP1400,我国三代非能动核电经过十年的努力,基本完成了研发设计自主化、关键设备和材料国产化的历程。在此过程中,我国核电产业能力完成了从二代向三代的跨越。 展开更多
关键词 AP1000 cap1400 三代核电 自主化 国产化
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国产化控制系统平台在CAP1400核电站样机中的应用
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作者 赵思彧 《能源研究与管理》 2016年第3期103-105,108,共4页
核电站数字化仪控系统是整个核电站的"神经中枢",标志着一个国家在大型核电装备领域的现代化程度,长期以来中国在这一领域的产品绝大部分依赖进口。若国产化的平台升级改造完成,我国的三代核电站在控制系统上将彻底摆脱现有... 核电站数字化仪控系统是整个核电站的"神经中枢",标志着一个国家在大型核电装备领域的现代化程度,长期以来中国在这一领域的产品绝大部分依赖进口。若国产化的平台升级改造完成,我国的三代核电站在控制系统上将彻底摆脱现有被国外垄断的局面,并且大大降低控制系统的投入成本。成本的降低、技术和可靠性提高使得后续机组都会采用该控制系统平台,并使其成为一个标准设计。完成升级改造后,其生产制造收入和国家所省下的投入被计算为经济效益时是不可估量的。 展开更多
关键词 核电 cap1400 国产化 控制系统平台
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新能源中的核电发展 被引量:40
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作者 郑明光 叶成 韩旭 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2010年第2期81-86,共6页
对近年世界核电发展作了概述,指出核电发展远落后于期望值,核电发展任重道远。论述了发展核电对我国环境保护和经济发展的重要意义,对核能发展规划进行了讨论。通过世界核电强国发展核电的战略,阐述了我国的核电发展战略和技术主线,指出... 对近年世界核电发展作了概述,指出核电发展远落后于期望值,核电发展任重道远。论述了发展核电对我国环境保护和经济发展的重要意义,对核能发展规划进行了讨论。通过世界核电强国发展核电的战略,阐述了我国的核电发展战略和技术主线,指出AP1000、CAP1000、CAP1400和CAP1700作为大型先进压水堆,在相当长一段时间内将是我国的主力机型,同时CAP1400和CAP1700将成为世界上极具竞争力的机型。对于第四代反应堆,超临界水冷堆在我国有较深厚的工业基础,较适合在我国发展。此外还要继续加强对快堆的投入,以实现先进的燃料闭式循环,同时也应关注目前的"行波堆"和中小型模块式反应堆。最后对目前的核电大发展提出了建议。 展开更多
关键词 新能源 核电 规划 第四代 行波堆 cap1400 CAP1700
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核电常规岛及BOP建造阶段质保分级研究
12
作者 高照普 《价值工程》 2021年第26期10-12,共3页
CAP1400核电工程是在第三代先进核电AP1000非能动技术的基础上,通过再创新开发出先进压水堆核电机组。文章阐述了CAP1400核电常规岛及BOP工程建造阶段质保分级管理的意义和原则,通过分析不同的质量保证要求,采取差异化的质量管理控制措... CAP1400核电工程是在第三代先进核电AP1000非能动技术的基础上,通过再创新开发出先进压水堆核电机组。文章阐述了CAP1400核电常规岛及BOP工程建造阶段质保分级管理的意义和原则,通过分析不同的质量保证要求,采取差异化的质量管理控制措施,在满足质保要求的前提下节约建造成本,为今后常规岛及BOP质保分级提供参考。 展开更多
关键词 cap1400核电 质保分级 物项和服务 建造阶段
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推进五星班组建设,培育核电建设产业工人
13
作者 郝旭升 刘爱付 《中国核电》 2021年第3期438-440,共3页
本文聚焦新型班组建设管理,在核电工程建设劳务用工模式的新常态下,以五星班组建设为抓手,进一步规范基层班组管理,为培育核电工程建设产业工人,引领新时代核电建设高质量发展提供参考与借鉴。
关键词 班组建设 核电 三代核电 “国和一号” 工人 五星 cap1400
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