国家科技重大专项(2011ZX06004-002)
- 作品数：20 被引量：63H指数：5
- 相关作者：罗强何琨陈勇周军刘思维更多>>
- 相关机构：苏州热工研究院有限公司中国核动力研究设计院南京工业大学更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项国家自然科学基金中国博士后科学基金更多>>
- 相关领域：金属学及工艺一般工业技术核科学技术机械工程更多>>
- 核反应堆压力容器接管安全端异种金属焊缝自动超声检测技术被引量：7
- 2017年
- 核反应堆压力容器接管与主管道之间存在一条安全端异种金属焊缝,焊缝组织晶粒粗大,各向异性,声波偏转较明显,使得在进行超声检测时,超声能量有极大的衰减,而且噪声较大,具有较大难度。为实现对反应堆压力容器接管安全端异种金属焊缝进行有效的超声检测,以超声理论和实践经验为指导,通过对反应堆压力容器接管安全端异种金属焊缝检测技术开展的技术分析和试验,确定了一套可靠的接管安全端异种金属焊缝自动超声检测技术,并在核电厂进行了实际应用。
- 卢威刘云丁松张运平刘奎
- 304奥氏体不锈钢焊缝低温热老化后的显微组织与力学性能被引量：4
- 2014年
- 针对压水堆核电站堆内构件用304奥氏体不锈钢的焊缝在325,365,400℃热老化不同时间后的组织和力学性能进行了研究,并与热老化前的进行了对比。结果表明:热老化后,焊缝组织以及焊缝中铁素体相和奥氏体相中的主要元素含量均没有明显变化,焊缝的显微硬度明显增大,但奥氏体相的显微硬度没有明显变化,焊缝的冲击功显著下降,拉伸性能的变化较小;热老化温度越高,焊缝力学性能的变化越大。
- 罗强陈勇周军何琨任黎平
- 关键词：热老化奥氏体不锈钢焊缝显微硬度冲击韧性
- 核电用316LN不锈钢的热机械疲劳性能研究被引量：4
- 2016年
- 采用热机械疲劳试验方法研究316LN不锈钢的同相热机械疲劳行为,获得材料的疲劳数据。试验结果表明：316LN不锈钢的热机械疲劳行为是一个先强化后软化的过程;滞回曲线呈梭形,形状“饱满”,具有良好的塑性变形能力,且随着温度范围增大,变形能力增强;在相同条件下,温度范围增大,材料的疲劳特征表现更为明显;在波动管运行条件下（温度≤320℃）,应变对材料的疲劳寿命影响占主要作用;材料在120～320℃和120～230℃条件下的热机械疲劳寿命均大于350℃恒温低周疲劳寿命,说明采用传统的高温低周疲劳试验结果来评价波动管材料的热机械疲劳寿命过于保守。
- 何琨周军罗强陈勇任黎平朱勇辉
- 关键词：热机械疲劳
- 核电主管道用316LN不锈钢焊缝热老化脆化的趋势被引量：5
- 2015年
- 开展了核电站主管道用316LN不锈钢焊缝在325、365和400℃下1.5万h的加速热老化试验,测量了不同热老化时间下焊缝的冲击性能和焊缝铁素体的纳米硬度。以纳米硬度作为热老化脆化参量,利用Arrhenius方程得出该焊缝热老化激活能约为93.1kJ/mol;并以焊缝室温冲击功为预测参数,通过拟合的方法获得了焊缝热老化脆化预测方程;利用热老化激活能和热老化脆化预测方程预测了主管道用316LN焊缝在服役温度下60年寿命期内的热老化脆化趋势。试验结果表明,随着热老化时间的增加,焊缝的冲击韧性显著下降,焊缝中铁素体纳米硬度快速增加。预测结果表明,在运行15年内主管道焊缝韧性迅速下降,在随后的运行过程中下降趋缓。
- 罗强王理刘思维周军何琨
- 关键词：焊缝热老化
- 核电站堆内构件用304不锈钢焊缝热老化行为研究
- 2016年
- 压水堆核电站堆内构件用奥氏体不锈钢焊缝在长期服役过程中会面临着热老化脆化。本文开展了核电站堆内构件用304不锈钢焊缝在325℃、365℃和400℃下15,000 h的加速热老化试验,利用TEM和HRTEM研究了热老化后焊缝微观组织演变,采用冲击实验设备和纳米力学探针分别对热老化后焊缝冲击行为和纳米硬度变化进行了测试,并使用SEM观察了冲击断口形貌。结果表明:热老化后,焊缝内铁素体相发生了调幅分解;随着热老化温度增加,焊缝的冲击韧性显著下降,冲击断口呈现解理断裂特征;焊缝中铁素体相塑形变形能力不断下降,纳米硬度快速增加,而奥氏体相纳米硬度未发生改变。并以焊缝铁素体纳米硬度作为热老化程度指标,利用阿累尼乌斯Arrhenius方程得出304不锈钢焊缝在325℃~400℃内的热老化激活能约为80.4 kJ/mol。
- 刘思维罗强何琨
- 关键词：热老化
- P91钢蠕变—疲劳交互作用下断裂特性研究被引量：4
- 2012年
- 在546℃下,对电厂用关键材料P91钢进行应力控制的蠕变—疲劳交互作用下试验。分别讨论平均应力和应力幅对断裂时间的影响,分析断口形貌与韧窝脱粒成分,断口裂纹金相,获得P91钢蠕变—疲劳交互作用下断裂机制与断裂特性。研究结果表明,由于微观裂纹的闭合,P91钢蠕变—疲劳交互作用寿命随着下保载的时间增加而增加。当平均应力远小于应力幅时,试样主要表现为疲劳断裂,当平均应力与应力幅相等时,试样为蠕变疲劳共同作用下的断裂特征,当平均应力远大于应力幅时,断裂特征为蠕变断裂。通过断口金相分析,试样断口裂纹均为穿晶断裂。对断口韧窝的脱粒成分研究,脱粒为氧化物。研究结果为P91钢蠕变—疲劳断裂机制分析提供理论和实验基础。
- 张国栋薛飞王兆希赵彦芬张路蒙新明
- 关键词：P91钢
- 基于卡尔曼滤波的热老化性能可靠性预测
- 2015年
- 以核电站主管道为研究对象,运用性能退化可靠性理论,对主管道的热老化性能可靠性进行了研究。首先通过加速热老化实验获得的数据,分析主管道奥氏体不锈钢材料冲击性能及断裂韧性的退化过程,利用状态空间方法建立了时变性能退化量模型,并通过卡尔曼滤波对性能趋势进行预测;然后考虑冲击性能与断裂韧性之间的相关性,运用随机过程理论建立了基于多性能参数的主管道热老化实时性能可靠性预测模型,从而得到多参数下的主管道热老化性能可靠度及可靠性寿命,为核电站进行主管道老化维修决策优化管理提供了科学依据。
- 任淑红文振华薛飞赵文胜
- 关键词：主管道核电站热老化卡尔曼滤波
- 质子辐照A508-3钢显微组织和物相取向关系被引量：1
- 2014年
- 利用透射电镜研究了质子辐照对反应堆压力容器钢A508-3钢显微组织形态的影响,基于拍摄的铁素体与渗碳体的复合衍射花样,采用矩阵分析法研究了质子辐照前后试样铁素体与渗碳体之间的取向关系。结果表明,辐照前后A508-3钢的铁素体板条宽度和碳化物的尺寸、体积分数及分布没有发生明显变化。A508-3钢辐照至0.271 dpa时产生了分布较为均匀的位错环,位错环平均直径约为4.6 nm,数量密度约为2.7×1022m-3。在未辐照试样观察到铁素体和渗碳体的取向关系符合Bagaryatskii关系,而0.216 dpa和0.271 dpa辐照试样中观察到铁素体和渗碳体之间出现了3种新的取向关系。这3种新的取向关系的来源及对力学性能的影响值得深入研究。
- 丁辉雷静束国刚万强茂
- 关键词：质子辐照
- 基于概率性断裂力学的承压热冲击分析被引量：1
- 2016年
- 承压热冲击(PTS)是制约反应堆压力容器(RPV)长周期运行的主要因素,目前大多数国家(除了美国)均采用确定性断裂力学方法(DFM)开展PTS分析。在美国,核管理当局(NRC)已经批准了基于概率性断裂力学方法(PFM)的"鉴定准则"。本文基于美国橡树岭国家重点实验室开发的FAVOR软件,对比了PTS的PFM与DFM之间一些主要差别,并通过对IAEA-TECDOC-1627报告中基准考题的计算,介绍了FAVOR软件PFM的分析方法。最后,通过分析总结国内外最新的研究成果,指出当前版本FAVOR软件(6.1版本)中所考虑模型需要完善的部分。
- 王荣山陈明亚吕峰郑维栋王东辉张亚平樊钊
- 关键词：反应堆压力容器承压热冲击FAVOR长周期运行
- CRDM钩爪用stellite-6合金冲击磨损性能研究被引量：2
- 2016年
- 采用自制的试验机模拟核电厂一回路水质,研究不同温度和应力下控制棒驱动机构(CRDM)钩爪用stellite-6合金的冲击磨损性能。研究结果表明:正常接触条件下,温度对冲击磨损性能的影响较小,合金尺寸变化速率约为1×10^(-8)mm/次,质量变化速率约为2×10^(-6) mg/次;高接触应力下,合金的冲击磨损机制为塑性变形和疲劳剥落;室温、90℃和150℃下,合金尺寸变化速率分别为:1.3×10^(-7) mm/次、4.7×10^(-7) mm/次和5.3×10^(-7) mm/次,质量变化速率分别为7.5×10^(-6) mg/次、4.17×10^(-5) mg/次和4.83×10^(-5) mg/次。
- 周军陈勇罗强王坤何琨林震霞
