反应堆压力容器相关论文
获得反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布可为反应堆压力容器结构设计和制造工艺优化提供指导，通过设计和制造能......
反应堆压力容器（RPV）用钢材料的断裂韧度是结构完整性评价的关键参数,通常采用威布尔统计分布模型描述断裂韧度的分散性以获得准确的......
核电关键设备及构筑物的服役寿命预测是制约核电站安全评价及延寿论证的技术瓶颈.目前,国内核电关键材料老化机理研究不够深入、基......
本文介绍了彭泽核电一期工程反应堆压力容器锻件质量计划的编制和管理，从质量计划的检验项目及质量控制点中延伸描述反应堆压力容器......
基于大量相似辐照脆化试验测试数据和实际辐照监督测试数据,采用统计分析的方法,选出适合于某核电厂反应堆压力容器(RPV)的辐照脆......
【世界核新闻网站2015年7月21日报道】俄罗斯国家原子能集团公司(Rosatom)近日宣布,使用新型“超纯”镍合金制造反应堆压力容器,可......
将国产反应堆压力容器(RPV)材料夏比冲击试样及0.5T-CT试样置于高通量工程试验堆中进行中子辐照考验,快中子(E>1 MeV)注量为3.0×1......
上海电气核电集团是专业从事核岛主设备制造的产业集团。经过多年的不断实践与探索,现已建设成为全球规模最大、集中度最高的核岛......
随着科技的进步，人们越来越多的关注材料的高温蠕变问题。汽轮机、燃气轮机、柴油机、化工容器、炼油装置、反应堆压力容器以及......
摘 要： 当前，在我国的1000MW级核岛部分关键主设备反应堆压力容器还没有形成先进的制造成效，所以有关的顶盖控制棒驱动机构套管以及10......
反应堆主螺栓拉伸机用于反应堆压力容器安装及换料大修期间完成压力容器密封和解密封操作,是换料大修期间的关键设备.第三代非能动......
反应堆压力容器是压水堆核电站的重要设备,本身承受着高温、高压及强辐照的作用,工作条件十分苛刻.主螺栓是一回路压力边界保障的......
第三代非能动堆型反应堆压力容器的堆芯测量接管由接管管座和接管对接焊而成,该焊接是低合金钢、不锈钢和镍基合金的异种钢焊接.基......
发展核电对保障能源供应与安全,保护环境,实现电力工业结构优化和可持续发展,提升我国综合经济实力、工业技术水平和国际地位,都具......
反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel,RPV）是压水堆核电站的核心构件，RPV的不可更换性使其工作寿命直接决定了核电站的寿命，而辐照......
介绍了在16MND5钢上进行的0.4mm×50mm不锈钢带极电渣堆焊工艺试验,通过调整焊接规范、焊带伸出长、搭接量、偏心量、焊剂埋覆厚度......
该文从挂篮荷载计算、施工流程、支座及临时固结施工、挂篮安装及试验、合拢段施工、模板制作安装、钢筋安装、混凝土的浇筑及养生......
以CPR1000反应堆压力容器的结构分析了对其进行在役检查的难点和特点,详细介绍了RSEM规范CPR1000反应堆压力容器在役检查方法和部......
介绍了反应堆压力容器下底圆中子测量管的焊接工艺。基于某制造厂发生的该焊缝相关的下底圆J型坡口隔离层堆焊预热质量问题,分析了......
探讨了核反应堆压力容器(RPV)延寿中热退火技术的应用。通过对辐照损伤的恢复机理和工程实例介绍,分析了我国开展RPV延寿热退火技......
反应堆压力容器是核电站的重要承压设备,其接管安全端焊缝为焊接难度较高的异种钢焊接接头.为保证核电站的安全运行和使用寿命,对......
具有中国自主知识产权的第四代核电商用示范电站正在山东荣成逐渐成型.据中国核工业建设集团公司(下称中国核建)官网消息,3月20日,......
本文重点比较了APl000与CPRl000反应堆压力容器（RPV）结构，分析了APl000反应堆压力容器结构设计的改进以及与核电用户要求文件（uRD）的符......
AP1000反应堆压力容器大锻件属于重型锻件结构,质量要求有别于M310(二代改进型)的同类大型锻件,并要求满足60年的使用寿命。使用寿......
现代核电厂中,反应堆压力容器是核电厂重要的设备之一,其对核电厂安全、正常运行有很大影响,因此必须保证反应堆压力容器的完整性,......
本刊讯2014年8月25日，三门核电2号机组压力容器筒体就位至其四个支撑上，标志着2号机组压力容器吊装工作完成，整个吊装过程顺利，质量、......
科工技[2001]112号中国核工业集团公司、中国兵器工业集团公司、中国兵器装备集团公司: 经审核,批准《压水堆核电厂反应堆压力容......
针对AP1000反应堆压力容器的上封头部分,采用规范法计算了反应堆启动和停堆瞬态下表面椭圆形裂纹前沿的应力强度因子。计算结果表......
本文通过以往核电施工经验着重介绍M310型压水堆核电站反应堆压力容器支承环的施工关键点，以此为后续同类设备的安装施工提供可借鉴......
介绍了核电站反应堆压力容器主螺栓、主螺母的涡流检测技术。从自动检查装置、仪器探头、试块加工、方法介绍、缺陷判别和检测注意......
本文简单介绍了压水堆核电厂600MW反应堆压力容器的结构、材料，结合秦山二期扩建工程3、4号反应堆压力容器制造情况总结了压力容器......
反应堆压力容器是核电站的“心脏”,也是核安全的根本保障,它普遍由钢制和预应力混凝土构成,本文主要介绍高配筋率钢筋混凝土结构......
对CRDM贯穿件建立带J形焊缝的有限元分析模型,选取基于应力应变曲线的非线性随动强化Chaboche模型,依据ASME B&PVC-III-1-NB-3228.......
以目前国内二代改进型压水堆核电站反应堆压力容器整体顶盖锻件的制造工艺为基础,重点描述了炼钢和铸锭、锻造和成型、热处理三大......
根据R6规范第四版Ⅲ．3．3．1节内容，推导出一种二次应力塑性修正因子ρ的精确计算方法。有限元计算出了某反应堆压力容器（RPV ）在承压热冲......
反应堆压力容器(RPV)向大型化和长运行寿期方向发展,需要大截面、大尺寸的锻件,并具有足够的强度、塑性和韧性。VVER型RPV采用Cr-N......
Small long-life transportable high temperature gas-cooled reactors(HTRs) are interesting because they can safely provide......
随着我国社会经济的迅速发展，核电机组反应堆压力容器的安装技术是否合格，将直接关系着该容器今后的投入使用。本文笔者结合自身多年......
针对反应堆压力容器接管安全端焊缝超声检查装置进行了总体结构设计,设计的吊装机构解决了偏心吊装问题,轴向拉伸机构提高了设备安......
针对某设计寿命30 a、欲再延寿20 a的核电厂反应堆压力容器,文中利用NRC-RG1.99（Rev.2）以及ASME规范等,从材料辐照脆化参数、压力-温......
反应堆压力容器（RPV）在承压热冲击（PTS）载荷下结构完整性评定中由于很多参数的假设是确定的,分析结果偏保守。实际上许多参数（如裂纹尺......
反应堆压力容器检查机的主立柱部套是检查机于容器轴向定位和用于超声视频检查的关键部套,其运动的精准性对反应堆压力容器检查机......
对210mm壁厚的反应堆压力容器模拟锻件的树枝状偏析和显微组织进行了研究.结果表明,在靠近内、外壁区域,树枝状偏析结构被充分锻碎......
反应堆压力容器是整个核电站的核心设备,主螺栓和螺母是连接RPV容器法兰和顶盖的重要部件,研究了反应堆压力容器主螺栓和螺母的拆......
采用一种免焊后热处理的回火焊道焊接工艺在碳钢试板上进行反应堆压力容器用低合金钢焊丝堆焊工艺试验,获取低合金钢焊丝焊态熔敷......
依据法规要求和国外的研究成果,对压水堆核电厂反应堆压力容器承压热冲击(PTS)的研究方法进行阐述.研究工作考虑和比较了不同的裂......
介绍核电站反应堆压力容器法兰密封面的密封结构,对上封头和筒体法兰密封面上的点状腐蚀作了测量,并对腐蚀的原因从设计、制造、安......
