白冰
- 作品数：51 被引量：19H指数：3
- 供职机构：中国原子能科学研究院更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金大型先进压水堆核电站重大专项国家重点基础研究发展计划更多>>
- 相关领域：核科学技术金属学及工艺一般工业技术电气工程更多>>
- T91钢700℃蠕变性能研究
- 2023年
- 在700℃对T91钢进行了蠕变试验。研究了T91钢的蠕变行为、蠕变塑性随蠕变应力的变化。结果表明:T91钢的应力指数为7.767,蠕变激活能为686.16 kJ/mol;随着蠕变应力的增大,蠕变断裂时间缩短,稳态蠕变速率增大,断后伸长率增大,断面收缩率先增大后基本保持不变;随着蠕变应力的减小,T91钢稳态蠕变阶段的主要变形机制从位错攀移转变为扩散蠕变;所有试样的断裂机制均为微孔聚集型的韧性断裂。
- 郑全钟巍华黎军顽白冰杨文
- 关键词：T91蠕变应力指数蠕变机制
- 核电站用纤维保温材料辐照考验及微观分析研究
- 核电站反应堆内的保温材料由于长时间受到高温、中子辐照等因素的作用,性能会明显劣化,为了保证反应堆安全运行,研究其辐照性能十分必要。本文对秦山核电站提供的国产纤维布材料进行不同剂量水平的加速辐照,设计加工了一套带精确控温系...
- 白冰林虎龚代涛鱼滨涛佟振峰杨文
- 关键词：保温材料辐照考验SEM
- 文献传递
- 核电站用阀门倒密封件裂纹失效分析
- 某核电站在大修期间对阀门进行解体检查工作,发现两个阀门的倒密封阀座表面出现了径向裂纹,且最大深度约为2 mm。本工作利用扫描电镜观察、金相组织观察和成分分析等手段对产生裂纹的倒密封件进行分析,并结合其实际工况和出厂数据,...
- 白冰车银辉佟振峰吕群贤张长义杨文
- 关键词：应力
- 一种马氏体不锈钢及其制备方法及应用
- 本申请的实施例提出一种马氏体不锈钢，按照重量百分比计，马氏体不锈钢包括：Cr 11.5‑13.5％，Ni 7.5‑8.5％，Al 0.75‑0.85％，Cu 0.75‑0.85％，W 1.0‑1.5％，Mo 0.5‑0....
- 白冰张长义杨文贺新福柯艺璇周张健
- 具有放射性的夏比v型冲击样品的制备方法及焊接母材
- 具有放射性的夏比v型冲击样品的制备方法及焊接母材。焊接母材包括：插入段，两个支撑段以及四个焊接辅助段。插入段由放射性金属形成。两个支撑段由非放射性金属形成，两个支撑段用于在焊接时分别沿第一水平方向将插入段夹紧，以分别与插...
- 王成龙张长义宁广胜白冰鱼滨涛杨文
- 核电站用纤维保温材料辐照考验及微观分析研究
- 核电站反应堆内的保温材料由于长时间受到高温、中子辐照等因素的作用,性能会明显劣化,为了保证反应堆安全运行,研究其辐照性能十分必要.本文对秦山核电站提供的国产纤维布材料进行不同剂量水平的加速辐照,设计加工了一套带精确控温系...
- 白冰林虎龚代涛鱼滨涛佟振峰杨文
- 关键词：反应堆辐照特性微观结构
- 文献传递
- 反应堆压力容器钢A508-3的辐照脆化行为和预测技术
- 反应堆压力容器(RPV)是压水堆核电站的不可更换的关键部件.在役期间受到的高温、高压和高能中子辐照是导致其材料性能恶化，乃至开裂和失效的重要原因.本文开展了低铜A508-3 钢服役60 年剂量水平的中子辐照考验，获得了辐...
- 佟振峰宁广胜林虎张长义白冰杨文
- 关键词：A508-3钢辐照脆化
- 耐老化马氏体时效不锈钢纳米析出相和逆变奥氏体调控研究进展
- 2024年
- 马氏体时效不锈钢通过中温时效可析出高数密度超细纳米级析出相,使其获得高强度和一定的韧性。但是,当马氏体时效不锈钢在中低温下长期服役时,由于富Cu相、NiAl相等析出强化相的粗化及Fe-Cr基体调幅分解形成脆性富Cr相等,其延展性和冲击性能大幅降低,出现明显的热老化脆化问题,给服役安全性带来隐患。通过适当降低铬含量和析出元素含量、提高镍含量可有效抑制析出强化相的粗化及脆性相的析出。若进一步通过成分设计和热处理调控获得适量的逆变奥氏体,可望有效改善其热老化脆化问题。本文介绍了马氏体时效不锈钢的成分设计原则、析出相特点及其热稳定性对热老化脆化的影响,综述了有利于提高组织热老化稳定性的马氏体时效不锈钢中纳米析出强化相和逆变奥氏体的调控方法,为新型耐老化马氏体时效不锈钢的成分设计和制备提供参考。
- 吕润涛周张健白冰杨文
- 关键词：马氏体时效不锈钢纳米析出相逆变奥氏体热老化
- 一种用于表面放射性沾污金属的电解去污的作业装置
- 本发明提供一种用于表面放射性沾污金属的电解去污的作业装置包括：吊车，位于吊车范围内依次设置有沾污样品台、第一超声波清洗装置、放射性/尺寸测量仪、电解去污槽、第二超声波清洗装置、放射性测量仪和去污后样品台，吊车上固定有钛夹...
- 王成龙佟振峰宁广胜徐帅钟巍华鱼滨涛白冰张长义杨文
- 文献传递
- 反应堆内17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料长时间服役后的热老化脆化行为与断裂机制
- 核电站主蒸汽系统中的阀杆等关键部件常用材料为17-4PH马氏体不锈钢,在300℃左右的高温环境下,该材料会随服役时间的延长发生热老化脆化,具体表现为钿脆转变温度(DBTT)升高、上平台能量降低和硬度増加,对反应堆的安全运...
- 张长义白冰王瀚霄杨文
- 关键词：马氏体不锈钢
