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36 个结果
  • 简介:该文献提供了对遭受外部流体静力学的试验压力负荷的压力壳使用应变测量有关的信息和指导。该文献给出了应变测量遭受外部压力载荷的压力容器的两个例子。出版商:ASME发布日期:2013页数:40语言:英语ISBN:9780791869024。

  • 标签: 应变测量 压力容器 力负荷 指南 标准 流体静力学
  • 简介:利用同步辐射X光衍射技术,对(La1-xBix)0.5Ca0.5MnO3(x=0.2,0.3,0.4)中存在的Jahn-Teller畸变,进行了原位的高压研究。实验表明在外加压力的作用下,能有效地影响到晶格中Mn-O键长和Mn-O-Mn键角的变化,样品中的晶格畸变有所减小。并且对在晶格中存在的两种不同的畸变模式Q2和Q3,在外加压力的作用下的变化规律进行了讨论。由于这两种不同的畸变模式在受到外力作用时,表现形为不一样,导致了位于a-b基面上的Q2畸变模式的消失,并且导致Q2畸变模式消失的压力点随掺杂浓度的增加而增加。

  • 标签: 压力 掺Bi LaCaMnO 晶格畸变
  • 简介:本文依据ASME.BPV规范,对新材料批准的方针、新材料申请的力学性能及其他性能要求、新材料申请和批准的流程、认可的国家或机构要求及新材料批准的规范案例等方面要求进行了说明和论述,同时对我国材料制造业普遍关心的ASME-BPV规范的核电材料制造取证也进行了简要阐述。

  • 标签: ASME规范 新材料 力学性能 ASME取证
  • 简介:《核安全》于2018年1月1日实施,因核工业特殊管理流程以及相当多的专业术语,增加了理解该的难度。本文通过对主要核安全监督管理部门和被监管主体在该中的定位和责权范围进行分析,对关键监管对象的核设施、核材料与放射性废物定义、调整范围和理解差异提示解读。同时说明在公众在该中从知情到参与权的不同意义和立法意图,并就核损害问题的简化和立法空缺做了分析,以利对《核安全》准确的理解。

  • 标签: 核安全 核设施 监管 许可 公众
  • 简介:国内某核电厂运行技术规范规定反应堆功率运行模式下“一回路系统压力维持在155±1bar.a”,但反应堆冷却剂系统正常压力调节可能导致一回路压力超出此范围。文中对一回路压力的调节原理进行了分析,列举了相关文件的技术要求,回顾了运行技术规范的发展历史,最终说明运行技术规范的内容不适当。最后,给出了运行技术规范关于一回路压力管理的建议。

  • 标签: 一回路压力 运行技术规范 期望值
  • 简介:通过分析高温气冷堆反应堆压力容器内壁非开口浅表性缺陷易漏检的原因、对比设计文件及检验和验收标准中的检验规则的不同处,制定防止漏检的措施并进行有效的验证,验证发现核1级厚板超声波检验除标准要求的直射法检验外,需增加斜射法检验才能达到良好的检验效果。

  • 标签: 高温气冷堆反应堆 压力容器 浅表性缺陷 检验规则
  • 简介:采用在位高压Raman光谱和高压同步辐射能散X射线衍射技术,在室温下对晶粒尺寸为10nm的锐钛矿TiO2进行了压致相变研究,压力范围分别为42.9GPa和23.0GPa,实验结果表明,在16.3GPaTiO2发生了一次结构相变,由原来的锐钛矿结构变为α-PbO2结构(TiO2-Ⅱ),该相变是不可逆的。同体材料TiO2的高压相变结果比较,由于晶粒尺寸的效应,纳米尺寸的锐钛矿TiO2的相变压力明显高于体材料的相变压力

  • 标签: 钛矿 相变压力 晶粒尺寸
  • 简介:综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。

  • 标签: 反应堆压力容器 主管道 焊缝残余应力
  • 简介:介绍了国内外处理严重损伤螺栓孔修复的技术概况,结合国内处理反应堆压力容器主螺栓孔不符合项的核安全审查,给出了核安全审查中应关注的方面以及力学评价存在的问题,以期望对后续的核安全审查有借鉴意义。

  • 标签: 反应堆压力容器 主螺栓孔 修复 核安全审查
  • 简介:反应堆压力容器是核电厂的核心设备,在国产化制造过程中发生了较多质量问题.通过对压力容器制造过程中不符合项及质量监督发现问题等数据的统计分析,研究了压力容器在国产化制造过程中质量控制的特点和难点,分析了问题的根本所在并指出改进方向.所述数据、内容与观点将为进一步做好反应堆压力容器以及其他类似设备制造质量控制和监督管理提供参考和指导.

  • 标签: 反应堆压力容器 质量控制 不符合项 监督行动报告
  • 简介:Inconel690合金具有优良的耐腐蚀性能和良好的高温机械性能,因而被广泛应用于压水堆核电厂核岛设备的制造.作为反应堆结构材料,抗晶间腐蚀是应具备的重要性能,工程设计文件中通常要求对690合金进行晶间腐蚀检验,然而在标准中却没有该项内容.通过晶间腐蚀机理、690合金的耐蚀性能和热处理工艺对其的影响等方面,分析了反应堆压力容器制造过程中690合金进行晶间腐蚀检验的必要性.

  • 标签: INCONEL 690合金 晶间腐蚀 反应堆压力容器
  • 简介:我厂是生产各类专用车、中轻型客车、卫生巾生产线机器的中型企业。如何做好标准化工作,有些问题还一直没有得到很好的解决。其中,对零部件生产中发生的某些局部偏离图样和技术要求问题,如何处理才能做到即不降低质量标准,又能妥善处置就是一个长期困惑的问题。通过学习标准化使我们受到启发,标准化法规定了标准有强制性与推荐性两种,这是一项重大的改革。实行强制与推荐并存,有助于该管的管住、管好;该放的放开、放活。标准化亦提出一些亟待解决的问题,其中之一就是改变一概把标准称作法,标准就是的传统观念认识,正确区分和对待强制性标准和推荐性标准,充分发挥它们各自的功能,为发展我国的商品经济服务。商品经济条件下标准化

  • 标签: 标准化法 学习贯彻 质量标准 功能特性 特性分类 技术要求
  • 简介:锅炉与压力容器规范第Ⅲ卷第5册提供了高温反应堆的建造规则,包括高温气冷堆(HTGR)和液态金属反应堆(LMRs)。这些规则适用于超过第1册中温度的部件,以及温度等于或高于700℉(370℃)的铁素体材料、或温度等于或高于800℉(425℃)的奥氏体不锈钢或高镍合金的部件。更重要的是,第5册还包含石墨堆芯组件的新规则。这些新规则包括对石墨的通用要求、设计和建造规则。除对石墨的辐照效应在石墨材料强度特性测定中反映出的概率设计特点外,新规则还包括了针对石墨的辐照效应。

  • 标签: 压力容器规范 建造规则 高温堆 部件 锅炉 核设施
  • 简介:压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。

  • 标签: 严重事故 压力容器 外部冷却系统 数值模拟
  • 简介:本文以国内某核电厂CPR1000为例,阐述了18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督试验、辐照监督大纲等的影响,并对18个月换料模式下的辐照监督提出了改进建议。

  • 标签: 18个月换料 CPR1000 反应堆压力容器 辐照监督