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李辉

作品数:12 被引量:18H指数:3
供职机构:上海核工程研究设计院更多>>
发文基金:国家高技术研究发展计划国家科技重大专项国家自然科学基金更多>>
相关领域:核科学技术机械工程电气工程一般工业技术更多>>

文献类型

  • 9篇期刊文章
  • 2篇会议论文
  • 1篇科技成果

领域

  • 5篇核科学技术
  • 3篇机械工程
  • 3篇电气工程
  • 1篇化学工程
  • 1篇金属学及工艺
  • 1篇一般工业技术

主题

  • 4篇韧性
  • 3篇断裂韧性
  • 3篇压力容器
  • 3篇韧脆转变
  • 3篇AP1000
  • 2篇有限元
  • 2篇核电
  • 2篇核电厂
  • 2篇反应堆
  • 2篇反应堆压力容...
  • 2篇非能动
  • 2篇复合钢板
  • 2篇ASTM
  • 1篇电厂
  • 1篇锻件
  • 1篇压力容器用钢
  • 1篇压水堆
  • 1篇压水堆核电厂
  • 1篇延性断裂
  • 1篇有限元分析

机构

  • 12篇上海核工程研...
  • 4篇华东理工大学
  • 1篇上海交通大学
  • 1篇教育部

作者

  • 12篇李辉
  • 5篇贺寅彪
  • 5篇惠虎
  • 4篇张丽艳
  • 3篇曹昱澎
  • 2篇轩福贞
  • 1篇窦一康
  • 1篇饶德林
  • 1篇张万平
  • 1篇沈秋平
  • 1篇曹明
  • 1篇李培宁
  • 1篇包章根
  • 1篇张可丰
  • 1篇方颖
  • 1篇方颖
  • 1篇陈煜
  • 1篇顾国兴
  • 1篇宁冬
  • 1篇蒋兴

传媒

  • 3篇压力容器
  • 1篇核技术
  • 1篇化工装备技术
  • 1篇化工机械
  • 1篇核动力工程
  • 1篇中国新技术新...
  • 1篇中国核电
  • 1篇第十六届全国...
  • 1篇第七届全国压...

年份

  • 1篇2017
  • 4篇2016
  • 2篇2014
  • 2篇2013
  • 1篇2011
  • 1篇2010
  • 1篇2009
12 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
基于ANSYS的AP1000安注箱壳体强度可靠性分析被引量:4
2016年
基于ANSYS有限元方法,选用AP1000安注箱球壳截面的参数化模型,考虑载荷为内压的情况下,以服从正态分布的球壳壁厚和材料许用应力为输入变量,对其进行可靠性分析与评定。安注箱壳体强度的可靠度为100%,它是以完工的AP1000安注箱可靠性参数实测值经统计处理作为输入数据并通过有限元计算得出的结果,对安注箱的研究与工程设计具有一定参考价值。
姚兆祯张丽艳李辉王秉熙
关键词:可靠性有限元分析
基于Master Curve方法的A508-Ⅲ钢断裂韧性研究被引量:5
2011年
进行了国产A508-Ⅲ钢在韧脆转变区的拉伸实验和夏比冲击实验,获得了A508-III钢在此区域的力学性能和夏比冲击功随温度的变化曲线。以夏比冲击功为28 J或41 J所对应的特征温度关联预估MasterCurve方法的试验温度,分别采用多温度试验法和单温度试验法获得12.7 mm厚三点弯曲试样[SE(B)试样]的Master Curve曲线,并对其参考温度T0进行有效性判定。结果表明,采用单温度及多温度法获得的T0基本一致,国产A508-Ⅲ钢断裂韧性参考温度约为-63℃。
方颖李辉惠虎贺寅彪李培宁
关键词:MASTER断裂韧性韧脆转变
核电设备用碳钢和低合金钢的断裂韧性设计的研究被引量:1
2017年
本文主要是关于核电设备用碳钢和低合金钢的断裂韧性设计的研究。化学成分、热处理工艺、材料缺陷以及试验的取样情况都有可能对断裂韧性试验结果造成影响。设计核电设备材料时,可通过夏比冲击试验和落锤试验考核碳钢和低合金钢的断裂韧性,还应充分考虑影响材料韧性的各种因素,制定合适的技术要求。
王谊清李辉
关键词:韧性落锤
用RT_(T_0)取代RT_(NDT)分析国产某核压力容器压力-温度限值曲线的效益被引量:2
2014年
ASME规范和美国联邦法规规定了核反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)在正常启、停堆过程中及水压试验时的压力和温度限值,2013年版ASME规范直接纳入了Code Case N-629,即同时接受了RTT0和RTNDT两种参考温度表征的材料断裂韧性KIc下包络线。本文对比分析采用KIR-RTNDT、KIc-RTNDT和KIc-RTT0三种断裂韧性取值方法所确定的压力-温度限值曲线(P-T曲线),以国产某台RPV为研究对象,计算了在40年设计寿期末和延寿期的P-T曲线。结果表明三者差别很大,基于KIc-RTT0下包络线拓宽了P-T运行窗口,甚至无需担心该容器在启停堆过程中会发生脆断,KIc-RTNDT曲线的计算结果偏保守,而由KIR-RTNDT给出的结果过于保守。研究结果为该电站的运行和延寿的可能性提供了支持。
曹昱澎贺寅彪惠虎李辉轩福贞
关键词:反应堆压力容器ASTM
非能动AP1000安注箱的密封设计
2016年
泄漏引起的容器失效是承压设备行业最大的安全隐患,而设备密封设计的好坏是避免发生泄漏的首要因素。文章首先对AP1000安注箱的密封结构和设计特点进行介绍,然后使用规范设计与基于最大允许泄漏率的紧密性的联合设计方法,来验证AP1000安注箱的密封设计,但产品的实际密封性能还需试验考核验证。
姚兆祯张丽艳李辉王秉熙
关键词:AP1000
ASME与RCC-M核电材料标准对比分析的初步探讨
的工作是对ASME-BPVC和RCC-M规范的材料部分进行的对比工作,从两个规范材料部分的编排结构、内容进行了说明,并给出对比结果.侧重介绍了两规范的根本不同点,ASME规范强调了承压铁素体材料的断裂韧性要求;RCC-M...
宁冬王永东李辉包章根
关键词:MATERIALSFRACTURETOUGHNESSINTERGRANULARCORROSION
压水堆核电厂承压热冲击确定性分析评定技术研究
贺寅彪曹明张万平惠虎李辉卢炎麟张明黄庆蒋兴张可丰李培宁沈秋平窦一康陈煜顾国兴
国际原子能机构(IAEA)于2005年组织的国际合作研究项目CRP-9,对反应堆压力容器承压热冲击下结构完整性分析方法进行深入的研究和探讨,上海核工程研究设计院受邀作为中方代表参与该项目。该项目依托于CRP9,结合上海核...
关键词:
关键词:压水堆核电厂压力容器软件系统
三代非能动AP1000安注箱设计特点概述被引量:3
2016年
从设计参数、结构型式、材料选择等方面介绍AP1000核岛主设备安注箱的主要设计特点,对安注箱的研究与工程设计具有一定的参考价值。高剪切强度不锈钢复合钢板是AP1000安注箱的特选材料,在核电厂核岛主设备上属首次应用,有必要开展专项科研进一步研究其性能特点。
姚兆祯张丽艳王秉熙李辉饶德林
关键词:球壳核电厂复合钢板
某台国产压水堆压力容器锻件材料断裂韧性韧脆转变的参考温度被引量:3
2013年
采用紧凑拉伸C(T)试样测试了某台国产反应堆压力容器用508-Ⅲ锻件的主曲线参考温度T0。为了方便今后在热室中进行辐照材料的断裂韧性试验,专门修改了C(T)试样的前端面设计。有限元分析和采用修改、未经修改的C(T)试样的试验结果均表明,对试样的修改不会影响断裂韧性试验。发现C(T)试样测得的T0值与前期采用三点弯曲SE(B)试样确定的T0值仅相差约1℃。为此详细探讨了ASTM E1921标准第1.3和5.7条款有关试样形式对T0的影响,试验结果印证了这些条款的阐述,所测得的T0试验值接近材料的T0平均值。
曹昱澎惠虎轩福贞李辉贺寅彪王佳欢王秉熙
关键词:主曲线ASTM
韧脆转变区夏比冲击试验的数值模拟研究
2014年
对16MnR钢在韧脆转变区进行了夏比冲击试验,利用有限元分析软件ABAQUS考虑了冲击过程中高应变率对基体材料的强化效应,并耦合延性损伤GTN模型对转变区的夏比冲击试验进行了数值模拟研究。对比试样断面上的延性裂纹扩展长度发现,GTN模型的预测结果是可接受的。通过有限元模拟获得了试样在冲击过程中各时刻的力学场,研究了在延性裂纹扩展过程中裂纹尖端应力应变场的变化规律和应变率分布规律。模拟分离得到夏比冲击功AKV包含的各部分能量,发现在冲击过程中塑性功消耗占绝大部分。
曹昱澎惠虎贺寅彪李辉
关键词:16MNR钢延性断裂
共2页<12>
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