检索结果-内蒙古大学图书馆

作者：徐锴王弘昶郭枭谷雨冯伟左波邹力维余燕张庆素梅乐陈绍维 150028 黑龙江省哈尔滨市松北区创新路2077号

本发明提供的是一种添加Mn和Nb的核电用NiCrFe合金堆焊焊带及焊接方法。焊带的重量百分比组成为C：<0.04％；Si：<0.50％；Mn：<5.0％；S：<0.015％；P：<0.020％；Cr：28.0-31.5％；Fe：7.0-12.0％... 详细信息

标准号: CN105215571A

本发明提供的是一种添加Mn和Nb的核电用NiCrFe合金堆焊焊带及焊接方法。焊带的重量百分比组成为C：<0.04％；Si：<0.50％；Mn：<5.0％；S：<0.015％；P：<0.020％；Cr：28.0-31.5％；Fe：7.0-12.0％；Nb：<2.5％；Cu：<0.30％；Al：<0.50％；Ti：<0.50％；余量为镍。本发明属于NiCrFe系镍基合金焊带，可适用于带极埋弧堆焊与电渣堆焊两种工艺，配合相应焊剂可适用于核电站核岛关键部件的制造中，焊带中添加了Mn元素和Nb元素，显著提高了堆焊熔敷金属抗高温失塑性裂纹的性能，并且使堆焊熔敷金属具有遇较强的抗结晶裂纹、抗应力腐蚀裂纹能力，具有优异的抗腐蚀能力，综合力学性能优良。配合焊剂堆焊，焊道成型美观，波纹致密，脱渣容易，无焊接缺陷。

关键词：焊带堆焊熔敷金属焊剂添加综合力学性能致密核电站核岛抗腐蚀能力抗应力腐蚀重量百分比电渣堆焊关键部件焊道成型焊接方法合金堆焊埋弧堆焊镍基合金波纹抗高温抗结晶无焊接元素和带极堆焊核电两种脱渣一种配合美观优异容易制造组成

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核电厂运行许可证延续第1部分:老化管理审查对象筛选和时限老化分析识别

核电厂运行许可证延续第1部分:老化管理审查对象筛选和时限老化...

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标准类型：行业标准

本部分规定了核电厂运行许可证延续安全评估范围界定、老化管理审查对象筛选以及时限老化分析识别的方法。本部分适用于核电厂运行许可证延续安全评估活动，其他老化管理活动可参照执行。

标准号: NB/T 20512.1-2018

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压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范.第4部分:焊接填充材料评定

压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范.第4部分:焊接填充材料评定

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标准类型：行业标准

本部分规定了压水堆核电厂核岛机械设备制造和安装中所用焊接填充材料的评定试验要求。本部分适用于碳钢、低合金钢、奥氏体不锈钢、镍基合金焊接及堆焊用填充材料的评定。这些填充材料包括:焊条、药芯焊丝、焊剂 (与给定化学成分的焊...

标准号: NB/T 20002.4-2013

本部分规定了压水堆核电厂核岛机械设备制造和安装中所用焊接填充材料的评定试验要求。本部分适用于碳钢、低合金钢、奥氏体不锈钢、镍基合金焊接及堆焊用填充材料的评定。这些填充材料包括:焊条、药芯焊丝、焊剂 (与给定化学成分的焊丝或焊带有关)。

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核电厂人因验证和确认

核电厂人因验证和确认

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作者：宋霏王秋雨张淑慧王国强李志忠潘丹高泉源徐智吴一谦俞光卫邓士光杜建焦丽玲上海核工程研究设计院有限公司清华大学苏州热工研究院有限公司中广核工程有限公司中国核电工程有限公司核工业标准化研究所

标准类型：国家标准

本文件规定了核电厂人机接口集成系统人因验证和确认活动的准则和方法。本文件适用于新建核电厂，以及在役核电厂人机接口集成系统改造。其他类型核动力厂的人机接口集成系统可参照执行。

标准号: GB/T 41145-2021

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核电厂安全重要电气设备鉴定

核电厂安全重要电气设备鉴定

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作者：焦丽玲王嘉鋆杜建王根生邱建文顾申杰张丽芹张建波江辉周亮范遂王晋核工业标准化研究所中广核研究院有限公司北京分公司中广核工程有限公司上海核工程研究设计院有限公司中国核电工程有限公司

标准类型：国家标准

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韧脆转变区夏比冲击试验的数值模拟研究

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化工机械 2014年第2期41卷 215-219页

作者：曹昱澎惠虎贺寅彪李辉华东理工大学机械与动力工程学院承压系统安全科学教育部重点实验室上海核工程研究设计院工程设备所

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... 详细信息

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。

关键词： 16MnR钢夏比冲击 GTN模型延性断裂

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一种由低合金高强钢制成的核电设备的焊接修复方法

一种由低合金高强钢制成的核电设备的焊接修复方法

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作者：吕晓春陈佩寅郭利峰秦建杜兵胡忠全董瑞林张俊宝 150028 黑龙江省哈尔滨市松北区创新路2077号

本发明公开了一种由低合金高强钢制成的核电设备的焊接修复方法，所述焊接修复方法包括采用第二层焊道形成的焊接热循环使第一层焊道形成的母材热影响区的粗晶区实现回火过程。本发明通过控制焊接线能量，得到的焊接接头的热影响区的粗... 详细信息

标准号: CN106695144B

本发明公开了一种由低合金高强钢制成的核电设备的焊接修复方法，所述焊接修复方法包括采用第二层焊道形成的焊接热循环使第一层焊道形成的母材热影响区的粗晶区实现回火过程。本发明通过控制焊接线能量，得到的焊接接头的热影响区的粗晶区冲击吸收功和常规制造工艺相当，完全可以满足制造质量的需求，且无需进行焊后热处理。

关键词：焊接修复热影响区粗晶焊道常规制造工艺低合金高强钢焊后热处理焊接热循环焊接线能量冲击吸收焊接接头核电设备第一层回火母材制造

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核能　反应堆压力容器和堆内构件中子注量和原子离位次数（dpa）的确定

核能　反应堆压力容器和堆内构件中子注量和原子离位次数（dpa）...

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作者：刘尚源邓瑞源孙业丛李冬生贺新福吴飞飞贾淇郑征董振邦张学耀苗建新罗俊田英男王雅霄核工业标准化研究所中广核研究院有限公司中国原子能科学研究院上海核工程研究设计院有限公司中国核动力研究设计院中国核能电力股份有限公司中国核电工程有限公司

标准类型：国家标准

本文件规定了一种基于给定的堆芯中子源下反应堆堆芯与安全壳之间构件的辐照量的评估流程。辐照量可用中子注量、原子离位次数（dpa）或氦核素产生来表示。辐照的评价视情况可采用中子注量率的计算或压力容器内和堆腔内的剂量计的测量...

标准号: GB/T 43062-2023

本文件规定了一种基于给定的堆芯中子源下反应堆堆芯与安全壳之间构件的辐照量的评估流程。辐照量可用中子注量、原子离位次数（dpa）或氦核素产生来表示。辐照的评价视情况可采用中子注量率的计算或压力容器内和堆腔内的剂量计的测量值。
本文件适用于压水反应堆（PWRs)、沸水反应堆（BWRs）和加压重水反应堆（PHWRs）等不同堆型的反应堆压力容器和堆内构件中子注量和原子离位次数（dpa）的确定。
本文件还确立了一种用于评估反应堆压力容器和PWRs、BWRs、PHWRs堆内构件中子损伤特性的流程。损伤主要是指由于与中子碰撞引起的原子离位次数直接损伤，以及由于气体产生而引起的间接损伤。这两种损伤的程度都强烈依赖于中子能谱。因此，对于给定的中子注量和中子能谱，总累积原子离位次数数值的计算是用于反应堆寿期管理的一项重要数据。
注：本文件中的“中子源”指堆芯的裂变中子源分布。

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一种由低合金高强钢制成的核电设备的焊接修复方法

一种由低合金高强钢制成的核电设备的焊接修复方法

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作者：吕晓春陈佩寅郭利峰秦建杜兵胡忠全董瑞林张俊宝 150028 黑龙江省哈尔滨市松北区科技创新路2077号

标准号: CN106695144A

关键词：焊接修复热影响区粗晶焊道常规制造工艺低合金高强钢焊后热处理焊接热循环焊接线能量冲击吸收焊接接头核电设备第一层回火母材制造

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一种海上围隔实验装置

一种海上围隔实验装置

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作者：邢晓峰郑正李磊陶征王林晖耿文龙张正楼汤建明周清利蒋枚罗奇蔚 200233 上海市徐汇区虹漕路29号

本实用新型涉及一种海上围隔实验装置，包括由多个边框固定而成的框架，边框采用刚性材料制成，框架内部固定有围隔袋，框架还设置有框架漂浮，并通过绳索连接有坠块，围隔袋内部设有渔网，渔网通过框架顶部设置的挂耳与框架固定连接，... 详细信息

标准号: CN218512454U

本实用新型涉及一种海上围隔实验装置，包括由多个边框固定而成的框架，边框采用刚性材料制成，框架内部固定有围隔袋，框架还设置有框架漂浮，并通过绳索连接有坠块，围隔袋内部设有渔网，渔网通过框架顶部设置的挂耳与框架固定连接，渔网顶部设有开口，开口处设置有开口封闭结构，本实用新型的实验装置结构简单，制作成本低且能够保证实验顺利进行。

关键词：渔网边框本实用新型实验装置围隔袋刚性材料开口封闭框架顶部内部固定绳索连接开口处挂耳围隔坠块开口漂浮海上制作保证

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