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第五届全国压力容器学术会议

作者：惠虎李培宁轩福贞刘长军曲家棣华东理工大学化机所华东理工大学化机所华东理工大学化机所华东理工大学化机所上海核工程研究设计院

本文以我国常用压力容器用钢16MnR为研究对象,采用自制低温装置及低温引伸装置,进行了低温下光滑圆棒及缺口圆棒试样的拉伸试验,测试了16MnR材料低温应力一应变曲线,并对缺口试样进行了有限元分析,结合自行开发的韦布尔应力计算程序及... 详细信息

本文以我国常用压力容器用钢16MnR为研究对象,采用自制低温装置及低温引伸装置,进行了低温下光滑圆棒及缺口圆棒试样的拉伸试验,测试了16MnR材料低温应力一应变曲线,并对缺口试样进行了有限元分析,结合自行开发的韦布尔应力计算程序及局部法参量标定程序,得到了16MnR钢脆性断裂的局部法参量m=26．5,σu=2051．7MPa,进一步证实了局部法理论的正确性,并为我国用局部法理论研究16MnR钢的脆性断裂特性提供了基础数据。

关键词： 16MnR钢脆性断裂局部法参量韦布尔应力

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核电厂应急撤离时间估算

核电厂应急撤离时间估算

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作者：冯宗洋张建岗杨亚鹏贾锦蕾刘新建邓安嫦龙亮朱月龙王炫王宁贾林胜张捷敏朱琨唐金金高健伟杜风雷董芳芳王文华靳立强中国辐射防护研究院国家核应急响应技术支持中心中国核电工程有限公司中核核电运行管理有限公司上海核工程研究设计院有限公司核工业标准化研究所

标准类型：国家标准

本文件描述了开展核电厂应急撤离时间（ETE）估算的方法。本文件适用于反应堆功率水平不小于30万kW热功率的核电厂或核动力厂场内和场外的应急撤离。其他核设施应急撤离时间估算可参照使用。

标准号: GB/T 41581-2022

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核电厂可靠性、可用性、可维修性和安全性管理规范

核电厂可靠性、可用性、可维修性和安全性管理规范

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作者：李志忠张人友胡军涛段枫钟志民徐志新俞光卫田秀峰刘朝鹏童节娟刘涛赵军佘曼榕张冰孙凤王欣凌世情杜东晓邓瑞源吴飞飞刘尚源清华大学上海核工程研究设计院股份有限公司中广核工程有限公司国核电站运行服务技术有限公司中国核电工程有限公司北京石油化工学院中核能源科技有限公司深圳中广核工程设计有限公司核电运行研究(上海)有限公司核工业标准化研究所

标准类型：国家标准

本文件规定了在核电厂全生命周期中实施可靠性、可用性、可维惨性和安全性连贯的全过程管理的方法和要求。本文件适用于核电厂全生命周期各阶段的RAMS管理。

标准号: GB/T 44080-2024

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压水堆承压部件材料第1部分：钢锻件通用要求

压水堆承压部件材料第1部分：钢锻件通用要求

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压水堆承压部件焊接第3部分：焊接工艺评定

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690合金传热管高温高压水疲劳性能研究

690合金传热管高温高压水疲劳性能研究

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第十七届全国疲劳与断裂学术会议

作者：谭季波吴欣强韩恩厚柯伟刘晓强徐雪莲中国科学院核用结构材料与安全性评价重点实验室辽宁省核电材料安全与评价技术重点实验室中国科学院金属研究所沈阳410016 上海核工程研究设计院上海200233

690合金拥有优异的抗腐蚀性能与力学性能，广泛用作核电站蒸汽发生器传热管.690合金传热管连接压水堆核电站一回路和二回路，在传热过程中，由于热分层导致的热应力、两侧水流速度不均导致的振动，承受交变载荷.许多运行经验和研究均表...

690合金拥有优异的抗腐蚀性能与力学性能，广泛用作核电站蒸汽发生器传热管.690合金传热管连接压水堆核电站一回路和二回路，在传热过程中，由于热分层导致的热应力、两侧水流速度不均导致的振动，承受交变载荷.许多运行经验和研究均表明，腐蚀疲劳是核电结构材料失效的主要潜在形式之一[1-3].

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690合金传热管在高温高压B/Li水中腐蚀疲劳行为研究

690合金传热管在高温高压B/Li水中腐蚀疲劳行为研究

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2016年全国环境敏感断裂学术研讨会

作者：吴欣强谭季波韩恩厚柯伟刘晓强徐雪莲中国科学院核用结构材料与安全性评价重点实验室辽宁省核电材料安全与评价技术重点实验室中国科学院金属研究所上海核工程研究设计院

压水堆(PWRs)核电站设备的服役弱(老)化问题贯穿电站的整个寿命周期，特别是一回路压力边界的设计、管理和寿命评价是影响整个核电站运行安全性和经济性的关键.核电设备的服役损伤与寿命评价主要基于其材料性能数据的积累、环境失效机...

压水堆(PWRs)核电站设备的服役弱(老)化问题贯穿电站的整个寿命周期，特别是一回路压力边界的设计、管理和寿命评价是影响整个核电站运行安全性和经济性的关键.核电设备的服役损伤与寿命评价主要基于其材料性能数据的积累、环境失效机制的理解和评价模型或方法的构建.目前广泛应用的ASME 疲劳设计曲线并未充分考虑环境、载荷、材料交互作用的影响.2007 年美国NRC 颁布了RG1.207 导则，要求新建核反应堆结构材料的疲劳评估分析必须考虑环境促进疲劳(EAF)效应，推荐采用环境疲劳校正因子Fen 计算核电站构件疲劳累积损伤因子，给设计、业主、监管、研究等单位提出了新的挑战.因此，研究国产PWR 核电站关键设备材料的环境疲劳损伤机理、Fen 模型及评价方法，对我国核电站安全设计、运行与寿命评估，有重要意义.

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核电厂关键设备状态监测管理导则

核电厂关键设备状态监测管理导则

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作者：黄伟军顾海霞凌君刘高俊谢红云谭珂张圣黄立军张黎明彭华清刘健顾诞英夏玉秋张永健韩伟李志忠余壮壮毛晓明张人友沈江飞武建辉梁雪元周健文李建春王婷王振营刘尚源何升亮李洪平何继强秦开胜李林陈卫华马骏李小泉殷志杨赵国辉滕建刚卓钰铖陈蔚郑礼炜刘新段枫邱桂辉刘东杰赵艳军王金凯蒋华杨楠袁景淇中广核工程有限公司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上海交通大学中核核电运行管理有限公司核工业标准化研究所阳江核电有限公司大亚湾核电运营管理有限责任公司江苏核电有限公司福建福清核电有限公司

标准类型：国家标准

本文件规定了核电厂关键设备状态监测的通用技术和管理要求。本文件适用于核电厂关键设备状态监测系统的设计、运行和维护。

标准号: GB/T 41718-2022

本文件规定了核电厂关键设备状态监测的通用技术和管理要求。本文件适用于核电厂关键设备状态监测系统的设计、运行和维护。

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大体积混凝土温度场应力场影响因素分析

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城市建设理论研究（电子版） 2011年第16期

作者：李拥军张金陈泽赳佛山市公路勘察规划设计所有限公司上海核工程研究设计院同济大学建筑工程系

大体积混凝土结构具有结构体量大、水泥水化热散热困难、对裂缝的控制要求高等特点。本文通过大型有限元软件MIDAS/GEN进行模拟分析，探讨了混凝土板厚度、混凝土保护层厚度及混凝土后期强度对其的影响程度。为了量化研究保护层厚度的... 详细信息

大体积混凝土结构具有结构体量大、水泥水化热散热困难、对裂缝的控制要求高等特点。本文通过大型有限元软件MIDAS/GEN进行模拟分析，探讨了混凝土板厚度、混凝土保护层厚度及混凝土后期强度对其的影响程度。为了量化研究保护层厚度的作用，本文引入“虚拟混凝土”，根据传热系数等效的原则将保温层厚度折算成混凝土虚拟厚度，本文发现混凝土拉应力峰值出现的时间比温度峰值晚，呈现出应力滞后现象，一般而言，时间上滞后约10天左右。同时发现只要控制温度应力不超过抗拉强度，即使混凝土的里表温差超过25℃，也不会出现裂缝。

关键词：大体积混凝土虚拟混凝土混凝土后期强度

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核电厂安全重要电气、仪表与控制设备环境参数的监测

核电厂安全重要电气、仪表与控制设备环境参数的监测

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作者：赵传礼陶钧尚宪和马回明陶革高轩张江涛栾兴峰梁蕴董振邦许锋张维李世伟方江姜赫吴剑初起宝桂春陈银强荣华李志华康云鼎曹国畅王欣张奇王雷张益舟石秀强中核核电运行管理有限公司核工业标准化研究所生态环境部核与辐射安全中心中核武汉核电运行技术股份有限公司中冶检测认证有限公司上海核工程研究设计院股份有限公司

标准类型：国家标准

本文件确立了核电厂运行期间安全重要电气、仪表及控制设备（以下简称“电气和仪控设备”）环境参数监测的原则并规定了流程、技术要求、监测数据和文本保存、质量保证等要求。本文件适用于核电厂运行期间安全重要电气、仪表及控制设备...

标准号: GB/T 43347-2023

本文件确立了核电厂运行期间安全重要电气、仪表及控制设备（以下简称“电气和仪控设备”）环境参数监测的原则并规定了流程、技术要求、监测数据和文本保存、质量保证等要求。本文件适用于核电厂运行期间安全重要电气、仪表及控制设备的环境监测（不包括设计基准事故的环境监测），指导核电厂获取显著影响电气和仪控设备老化过程的重要环境参数，为设计环境参数验证、设备监定寿命延长、设备失效原因分析、核电厂运行许可证延续老化评估等提供数据支持。

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