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溶解氧含量对国产化锻造主管道316LN不锈钢环境促进疲劳寿命的影响
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作者 郑会 张维 +3 位作者 李国健 李杰 谭季波 吴欣强 《腐蚀与防护》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期11-16,46,共7页
在模拟核电厂一回路高温高压水环境中,对国产化锻造主管道用316LN不锈钢开展了疲劳试验,分析了应变速率和溶解氧(DO)含量对不锈钢环境促进疲劳(EAF)寿命的影响。结果表明:在不同DO含量下,试样EAF断口均呈典型的多裂纹源疲劳开裂特征,疲... 在模拟核电厂一回路高温高压水环境中,对国产化锻造主管道用316LN不锈钢开展了疲劳试验,分析了应变速率和溶解氧(DO)含量对不锈钢环境促进疲劳(EAF)寿命的影响。结果表明:在不同DO含量下,试样EAF断口均呈典型的多裂纹源疲劳开裂特征,疲劳辉纹明显;断口上覆盖的腐蚀产物主要为富Fe、Cr、Ni的尖晶石氧化物,随着DO含量的增加,氧化物颗粒数量增加、尺寸变大;在不同DO含量下EAF寿命偏差不超过30%,无明显统计差别;结合不同的统计模型可知,在低应变速率(0.1×10^(-4)~0.1×10^(-3) s^(-1))下DO含量对316LN不锈钢EAF寿命的影响才会比较明显;在建立较为精确的统计模型时,需要细分应变速率范围,并考虑DO含量的影响。 展开更多
关键词 核电厂一回路 316LN不锈钢 溶解氧(DO) 环境影响疲劳(eaf)
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关于LWR设备设计中考虑环境对疲劳影响问题的探讨 被引量:7
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作者 贺寅彪 曹明 姚伟达 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第S1期35-39,97,共6页
介绍了目前世界各国对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境疲劳影响的研究现状以及美国核管会(NRC)导则RG1.207对新建核电厂时考虑环境对疲劳分析影响的要求,对于如何在新建核电厂设计阶段考虑环境对疲劳影响进行了探讨,同时也对如何在美... 介绍了目前世界各国对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境疲劳影响的研究现状以及美国核管会(NRC)导则RG1.207对新建核电厂时考虑环境对疲劳分析影响的要求,对于如何在新建核电厂设计阶段考虑环境对疲劳影响进行了探讨,同时也对如何在美国机械工程师协会(ASME)规范第III卷疲劳分析方法中考虑环境影响提出建议。 展开更多
关键词 LWR环境 环境影响疲劳 疲劳分析 RG1.207
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压水堆核电站冷却剂环境对核设备材料疲劳寿命的影响 被引量:5
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作者 孙海涛 王臣 +4 位作者 熊冬庆 王庆 房永刚 张跃 孙造占 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第4期482-487,共6页
介绍了压水堆核电站冷却剂环境影响疲劳寿命问题,包括环境影响疲劳寿命问题的背景和发展、影响一回路主设备材料疲劳寿命的主要因素和机理、环境影响疲劳寿命的主要评价方法和环境修正系数的使用,并对国内核电站环境影响疲劳寿命问题的... 介绍了压水堆核电站冷却剂环境影响疲劳寿命问题,包括环境影响疲劳寿命问题的背景和发展、影响一回路主设备材料疲劳寿命的主要因素和机理、环境影响疲劳寿命的主要评价方法和环境修正系数的使用,并对国内核电站环境影响疲劳寿命问题的解决提出了建议。 展开更多
关键词 压水堆核电站 环境影响疲劳寿命 疲劳设计曲线 环境修正系数
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考虑环境对疲劳促进作用时载荷配对方法保守性研究
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作者 耿昌金 张彦召 +6 位作者 陈明亚 刘啸天 高红波 周帅 林磊 徐德城 彭群家 《压力容器》 北大核心 2022年第9期50-55,共6页
现有核电厂规范一级设备的疲劳评估中均需要考虑压水堆反应堆一回路水环境对疲劳的促进作用(环境促进疲劳,EAF),而高的交变应力配对往往对应更快的应变变化速率,将计算获得较低的环境修正因子(F_(en)),但现有规范在载荷配对中忽略了对F_... 现有核电厂规范一级设备的疲劳评估中均需要考虑压水堆反应堆一回路水环境对疲劳的促进作用(环境促进疲劳,EAF),而高的交变应力配对往往对应更快的应变变化速率,将计算获得较低的环境修正因子(F_(en)),但现有规范在载荷配对中忽略了对F_(en)的影响。介绍了反应堆水环境影响疲劳寿命问题,包括EAF问题的发展及其评价方法。着重介绍了使用环境修正因子F_(en)评价EAF问题的方法、美国经验反馈以及法国最新版RCC-M规范针对EAF问题作出的修改和EAF评估流程。最后,基于某工程实际案例,分析不同载荷配对对疲劳分析结果的影响。案例中快速应变过程产生的Fen较小,优化后的载荷配对形成更大的疲劳损伤结果。分析案例表明,考虑EAF时,现有ASME规范载荷配对方法可能获得非保守性的结果。 展开更多
关键词 环境促进疲劳 规范 载荷配对 保守性
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压水堆核电厂设备疲劳监测系统开发及关键技术研究
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作者 李岗 沈睿 +4 位作者 刘畅 邓晶晶 沈小要 贺寅彪 梁兵兵 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第4期808-815,共8页
2007年美国核管会(NRC)颁布的RG 1.207明确表示,新建核电厂需考虑轻水堆(LWR)一回路水环境对设备疲劳性能的影响,2018年NRC发布了1版的RG 1.207,不仅要求新建核电厂须考虑LWR水环境对疲劳性能的影响,在老电厂申请许可证延续时也须考虑LW... 2007年美国核管会(NRC)颁布的RG 1.207明确表示,新建核电厂需考虑轻水堆(LWR)一回路水环境对设备疲劳性能的影响,2018年NRC发布了1版的RG 1.207,不仅要求新建核电厂须考虑LWR水环境对疲劳性能的影响,在老电厂申请许可证延续时也须考虑LWR水环境对疲劳性能的影响,并在其技术支持报告NUREG/CR-6909中给出了环境疲劳修正因子(Fen)的评价方法。国家核安全局(NNSA)颁发建造许可证时提出的建造许可(CP)条件也要求在设计阶段考虑环境影响疲劳(EAF)问题。为了满足AP1000依托项目对疲劳监测系统的工程需要,本文在原有电厂承压设备疲劳寿命监测装置和波动管热分层温度测量技术的基础上提出了一种能够满足RG1.207导则的核电厂一回路设备及管道的疲劳监测方案,研制了具有完全自主知识产权的核电厂承压设备和管道集成化疲劳诊断和监测系统FAMOLES,并已应用于AP1000依托项目的三门1号机组及海阳1号和2号机组。 展开更多
关键词 疲劳监测系统 压水堆核电厂 环境影响疲劳 疲劳分析 RG1.207
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应变幅对国产锻造奥氏体不锈钢环境疲劳寿命影响的试验研究 被引量:3
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作者 孙海涛 吕爱林 +5 位作者 付强 凌礼恭 贾盼盼 王臣 孙造占 吴欣强 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2016年第12期75-79,共5页
为验证模拟压水堆核电站冷却剂服役环境对国产锻造主管道用奥氏体不锈钢疲劳寿命的影响,采用高温高压循环水疲劳测试系统对从产品锻件取样加工后的标准试样进行了低周疲劳试验,分析了试验数据与美国机械工程师学会(American Society of ... 为验证模拟压水堆核电站冷却剂服役环境对国产锻造主管道用奥氏体不锈钢疲劳寿命的影响,采用高温高压循环水疲劳测试系统对从产品锻件取样加工后的标准试样进行了低周疲劳试验,分析了试验数据与美国机械工程师学会(American Society of Mechanical Engineers,ASME)规范平均/设计疲劳曲线的关系,获得了应变幅对奥氏体不锈钢环境疲劳寿命的影响规律,并初步评价了ASME规范设计疲劳曲线和环境疲劳修正系数的适合性。 展开更多
关键词 环境影响疲劳 应变幅 奥氏体不锈钢 疲劳裂纹 设计疲劳曲线
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LWR压力容器接管考虑环境影响的疲劳计算
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作者 沈睿 曹明 +2 位作者 贺寅彪 陶宏新 陈孟 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第4期205-211,共7页
在设计阶段考虑环境对疲劳的影响是第三代核电站一回路主设备设计的关键技术之一,本文介绍了ASME规范Code Case N-792对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境影响疲劳时的环境影响疲劳修正系数(Fen)和应变速率ε'的计算方法。建立反应... 在设计阶段考虑环境对疲劳的影响是第三代核电站一回路主设备设计的关键技术之一,本文介绍了ASME规范Code Case N-792对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境影响疲劳时的环境影响疲劳修正系数(Fen)和应变速率ε'的计算方法。建立反应堆压力容器接管的轴对称模型,并根据Code Case N-792的要求对一回路主设备反应堆压力容器接管进行考虑环境影响的疲劳计算,计算时分别采用简化法和详细积分法。对不考虑环境影响的ASME第III卷的疲劳计算结果和Code Case N-792的疲劳计算结果进行对比和探讨。当考虑环境影响后,SCL1截面的疲劳寿命缩短为空气状态下的1/3,SCL2截面的疲劳寿命减少了3/5。 展开更多
关键词 环境影响疲劳 压力容器 CODE CASE N-792 LWR
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