压力壳相关论文
在核压力容器钢J_(IC)测试研究中,因放射性工作的特点,希望试样尺寸尽可能小,试样数量尽可能少。试样小的问题我们以前用多试样试......
本工作分析了国产压力壳钢的大量辐照结果,总结出一些辐照影响规律,并对其原因作了理论解释。(1)合金元素对辐照性能的影响①就低......
本工作是核反应堆压力壳钢疲劳性能研究的一个准备部分。选用五种几何尺寸的紧凑拉伸试样共十块,分别检验试验数据的重复性和了解......
使用1和2 Mev的X线机,钴~(60),15—25Mev感应加速器和直线加速器检查壁厚26时的炉接接头,应由经培训的操作人员解释放射线照片。以......
对650毫米厚的核反应堆压力壳半圆封头与封头凸缘之间的环缝焊接问题进行了研讨,考虑采用窄间隙埋弧焊。在准备性试验中,对焊接参......
燃烧工程(CE)公司的核容器制造厂位于田纳西州的恰塔努卡市(Chattanooga),占地面积约40万平方英尺,可生产直径达30英尺,重量达100......
热处理是决定核电站设备制造质量的最重要工艺过程之一。苏联《核机器》制造厂在制造反应堆一回路壳体时所采用的热处理工艺与《......
LSD钢锭(LSD是法文Lingot á Solidification Dirigèe的缩写,意为“定向凝固钢锭”)与普通钢锭不同之处,在于:高径比小;没有冒口......
序言火力发电用锅炉汽包、各类化工设备中的反应容器及用核电压力壳等,所有这些压力容器在近代工业的各个领域中,作为极其重要的......
水岛工厂把杂质含量低的熔融金属同偏析少的大型空心钢锭结合起来,已能生产重达320t的高质量钢靛。250t的实验性空心钢锭已经制造......
日本日立公司开发出高度耐辐射晶体管——高速计算机必不可少的双极高速通用晶体管,可以经受得住10000Gy即人致死剂量2000倍的辐射......
文章介绍了:(1)核电站反应堆压力壳的概况;(2)压力壳用材料的发展;(3)国产30万千瓦核电站压力壳用材;(4)关于
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PWS_1-10型材料试验机主要用于PWR压力壳钢疲劳裂纹扩展速率-应力强度变化(da/dn=△k)的研究。该机由济南试验机厂生产。它是七十......
４．１０示波冲击机自动化实验装置杨文斗，贾学军，张恒波，染成虎由于压力容器是核电厂的重要部件，所以国内外对压力壳钢的辐照脆化一直很重视。......
本文讨论了单相和两相流水位的差压测量原理,综述了国内外在压水堆和沸水堆中,相继改进的压力壳和稳压器等压力容器的差压式水位测......
本文介绍了核反应堆安全壳变形监测的方法和仪器,这些方法和仪器也可应用于其它建(构)筑物的高精度变形监测。
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1986年11月9日—21日,法马通机加工专家Beraudier Daniel和焊接专家Lauveranier Gerard应邀来上海锅炉厂技术咨询。这次咨询主要......
清华大学核能技术设计研究院建造的氦气试验回路中的高温氦气电加热器,用电加热方法使流过的加压氦气被加热到700℃或更高温度,贯......
我国设计的常压采暖供热堆经济实用清华大学田嘉夫，赵兆颐，桂金龙一、前言城市集中供热系统需要大量的供热能源。城市供热能源的特点......
本文用常温云纹法与数值模拟法研究了筒体锻件整体镦粗与局部镦粗工艺的变形规律，得到了整体镦粗工艺的坯料尺寸图。对于在端部内壁......
PB反应器为树脂合成装置中关键设备之一 ,本文以壳体尺寸及形状偏差控制和表面抛光为两条主线 ,综合论述了PB反应器壳体制造工艺、......
随着原子能发电站设备能力的不断提高,对电站运行可靠性及核反应堆部件结构的安全性要求也越来越高。为了适应这种趋势,各厂家研......
目前,大直径球类容器的分片组装结构已被设计者广泛采用,但球片坡口的加工方法却有所不同。最初我厂生产的球径小于SR1610mm的三......
在英国建造压水堆核电站,有一个需讨论的重要问题是:厚壁钢制“反应堆容器”的可靠性,即该“压力壳”以及整座枝电站的安全性问题......
“核电站压水堆压力壳声发射监测技术研究”课题由机电部合肥通用机械研究所负责组织攻关,在有关单位协作下,经过三年多的努力,已......
近年来,由于科学技术进步和生产的不断发展,各类压力容器越来越多地在高温、低温、高压、高真空、强腐蚀、辐照等各种苛刻条件下......
1 引言近十几年来,随着断裂力学的发展和材料性能的提高,压力管道及压力容器破前漏(Leak Before Break,以下写为LBB)的技术研究及......
结合空心钢锭的试验 ,分析了大型空心钢锭制造的原理和技术关键 ,详细介绍了 30 t空心钢锭的制造过程、试验方案及所制产品的质量......
本堆主要承担反应堆结构材料及元件的辐照考验,同位素辐照,NTD硅的批量生产,电子器件辐照,样品的活化分析辐照和物理实验等任务。......
研究反应堆压力壳钢断裂韧性J_(1c)的辐照性能,希望使用小试样和单试样测试方法,这是因为反应堆辐照孔道尺寸有限,而中子注量率轴......
1.2.1 运行情况 1991年是本堆安全运行的第28年,全年反应堆总释放能量252.384MW·d。运行情况见表1。 1.2.2 1991年在堆上完成的......
本文概述了辐照参数和冶金因素对辐照效应的影响,以及在辐照脆化计算中为何仅与铜、磷、镍有关,而对其它因素未予考虑。因为辐照......
原子核裂变能释放出很大能量根据计算和实测.一个铀核裂变时,大约释放出20兆(电子伏特)的能量。裂变是由中子引起的,裂变时又产生......
【美国《核新闻》1982年10月号第49页报道】美国橡树岭研究所的仪器工程师研制成一种新型裂变计数器。据称,这种计数器的灵敏度比......
本文的工程方法,是文献[1]工作的进一步发展。主要用来解决核电站的带非贯穿裂纹压力壳的剩余破坏强度的计算问题。为了向核电站压......
本文概要说明60万千瓦核电站压水堆方案设计的概貌,介绍了反应堆各部分的基 本设计思想,给出了堆总体结构及各结构部件包括燃料组......
反应堆或辐照装置的压力壳和压力管,由于吸收γ射线而发热,形成有内热源的热应力问题。当圆筒外壁绝热时,热应力的解已由竹内给出......
一、前言 现代大型压水堆核电站冷却剂主系统,通常有二到四条环路,每条环路由一台或两台主泵、一台蒸发器及相应的管道组成。这些......
压水反应堆的特殊核环境包括中子辐照和反应堆冷却剂系统的高温加压水。中子辐照引起材料的硬化,同时降低其韧性。对于在一定温度......
为了确保核电站有高度的安全性和可靠性,在核电站的使用寿期内,需要对反应堆主要设备和系统作严格的在役检查。本文评述和分析了几......
