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The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）

召开年：2015
召开地：沈阳
出版时间： 2015-09-20

主办单位：中国核能行业协会;中国科学院金属研究所

会议文集：The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）论文集

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1.奥氏体不锈钢传热管的降质分析和涡流检测的可靠性
- Hailin Wu;吴海林;Shengyu Chen;陈胜宇
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：本文介绍了国内某核电站蒸汽发生器传热管的材料和结构特点,由于该蒸汽发生器传热管在役前的涡流检查过程中发现了大量的异常显示,甚至出现了一些超标显示,不得不实施了堵管.由于同样的原因也造成了该核电站的高压加热器传热管在运行中发生了破损,而不得不被更换.由于被更换的高加管的材料和尺寸与蒸汽发生器传热管一致,通过对退役高加管中大量传热管的涡流数据采集和分析,以及进一步的解剖、研磨和金相分析,发现了该传热管的降质原因,为核电站蒸汽发生器传热管的维护和保养提供了有益的指导.同时通过缺陷解剖的测量数据,统计出了缺陷的涡流检测深度与实际测量深度的对应关系,并计算出了涡流检测误差和涡流检测不确定度,证明了涡流检测的可靠性,为核电站蒸汽发生器传热管缺陷的涡流信号准确性分析提供了指导,为传热管的堵管标准提供了科学的依据,具有重要的现实意义.
2.AP1000主泵变频器安全可靠性分析
- Meijiao Zhang;张美娇
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：作为AP1000机组主泵的动力中心,反应堆冷却剂泵变频器担负着主泵的电源供给、速度调节、逐级启动及软停车.主泵变频器能否安全、可靠运行,直接影响到整个AP1000核电厂的安全性和可用率.本文从AP1000主泵变频器的设备结构、运行特性、控制与保护方式三个方面对其安全可靠性进行了分析.AP1000主泵变频器是大功率的电力电子逆变装置，为防止故障对主泵运行的影响，变频器的供电电源、功率单元、控制系统、冷却系统均采用了冗余设计、防单一故障、多样化的设计，确保主泵变频器的安全可靠性。主泵变频器安全可靠性除了体现在多重保障措施外，还体现在其运行特性上。主泵变频器对电机具有变频、隔离切断(超速保护)、转速控制、主泵低压启动和主泵防倒转功能，在执行这些功能过程中对输入谐波、电压调速、转速控制、扭转力矩等等都会控制在一定安全范围内，除此之外还采取了保护措施来提高主泵变频器的安全可靠性。变频器配置有完善的保护功能，静态瞬时过电流和过电压脱扣保护、低压和欠压保护电机过载及堵转保护。变频器具有电能质量检测功能，能够持续监控和显示输入和输出电能质量，能较方便地检测变频系统的电能质量和效率，起到保护的作用。
3.AP1000主泵断路器可靠性分析
- Di Wu;吴笛;Yonggang Li;李永刚
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：AP1000核电厂主泵断路器是一种可以在安全系统控制下可靠断开反应堆冷却剂泵负载的1E级开关设备,本文结合AP1000主泵断路器的电气回路设计和参数特点,深入剖析实现可靠性提升的一些关键措施，包括绝缘水平的提升，温升过高的处理，动稳定及热稳定试验的必要性，保证可靠开断的措施，实现可靠开断容性电流能力的方法，电气回路的冗余设计。
4.AP1000核电站壳内电缆可靠性分析
- Yonggang Li;李永刚
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：电缆作为核电站一种重要的大宗材料,其用量大、使用范围广,主要应用于反应堆厂房、核辅助厂房、汽轮机厂房和BOP等各子项,敷设方式一般采用电缆托盘、管道或线槽.核电工程电缆要具有可靠的使用寿命、热稳定性、防潮性、化学稳定性和抗辐射性,为电站安全运行提供可靠的保障.AP1000核电站作为第三代核电技术,与二代核电技术相比,对电缆提出了更高的技术要求.本文将结合AP1000核电站电缆结构、特点和试验要求,对壳内电缆的可靠性进行分析.为了验证AP1000机组壳内电缆可靠性，在正常核电运行周期及LOCA事故工况下可以达到使用要求，壳内电缆需要进行鉴定试验，除了要进行通用电缆的型式试验外，壳内电缆还需进行的试验有:热老化试验、辐射老化试验、设计基准事故试验及事故后浸没试验、成束燃烧试验、单芯垂直燃烧、低烟无卤试验、氧指数试验、护套完整性试验共8项试验。AP1000核电站壳内电缆是电站安全可靠运行的重要关键材料，壳内电缆的可靠性决定着与其相连设备的可靠性，通过对壳内电缆鉴定试验项目的介绍，以及我国对壳内电缆的一系列监管措施，AP1000核电站壳内电缆可靠性满足三代核电技术要求，可为核电厂运行提供可靠保障。
5.辐射屏蔽橡胶复合材料在核电站中的应用
- Wen Huang;黄文;Wenbin Yang;杨文彬;Quan Ma;马权;Kai Zhang;张凯;Jinghui Fan;范敬辉;Tao Xing;邢涛
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：对于辐射防护材料来说,其必须具有较高的辐射屏蔽效果和优良的耐辐照性.在本文中,将炭黑和钨酸铅(PbWO4)作为填料与三元乙丙橡胶(EPDM)共混制备辐射屏蔽材料.当钨酸铅添加量迅速增加时,其橡胶复合材料的拉伸强度和硬度增大而断裂伸长率减小.三种辐射源(Eu-155,Cs-137,Co-60)可以评估材料的屏蔽衰减作用.结果表明,随着填料含量的增加,其屏蔽率提高;随着射线能量的增大,其屏蔽率降低.同时,对该橡胶材料进行了剂量率为145min/Gy、总剂量160kGy的辐照.结果表明:经辐照后,材料的拉伸强度和断裂伸长率降低,硬度有轻微增大.因此,具有良好屏蔽作用和耐辐照性的橡胶材料可以应用于核电领域.
6.压水堆用N36高性能锆合金
- Xun Dai;戴训;赵文金;Wenjin Zhao;Zhi Miao;苗志;Bo Liang;梁波;Jun Qiu;邱军;Xiaofeng Hong;洪晓峰;刘鸿;Hong Liu;Wang Pengfei;王朋飞
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：中国核动力研究设计院开发了用作核反应堆燃料元件包壳材料及其它堆芯结构材料的N36锆合金.目前,由低变形工艺(LDP)制成的N36锆合金特征组件已在商业压水堆内辐照考验.此后,开展了大变形工艺的N36锆合金管材加工工艺优化工作,而由这两种工艺管材制成的先导组件目前正在同一个压水堆内辐照考验.本文主要阐述了低变形工艺N36锆合金管材的堆内外性能.结果表明,经过两个循环的辐照考验后,燃耗达到约20-28 GWd/MTU,特征组件显示出了良好的堆内性能.此时低变形工艺N36包壳管材的平均最大氧化膜厚度约为18μm,与ZIRLO合金相当,其辐照生长约为M合金(Zr-Nb合金)的80％.此外,还开展了大量堆外性能研究,如静态高压釜腐蚀、拉伸、低周疲劳能、轴向蠕变及蒸气氧化等.结果表明,N36锆合金具有良好的堆外性能.为了促进N36锆合金的商业应用,仍需开展更多的堆内辐照及相应的辐照后研究工作.
7.取向和温度对核电厂波动管材316LN弹塑性断裂韧性的影响
- Wenhua Gao;高文华;Kai Cheni;陈凯;Lefu Zhang;张乐福
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：基于直流电压降法在线测量得到了四种取向的核电厂波动管材316LN分别在室温和350℃高温空气中的J-R曲线,并以此预测得到了不同温度和不同取向下该材料的临界断裂韧性值,并结合不同面的硬度、金相以及拉伸断面的扫描电镜观察对实验结果进行了分析.实验结果表明,不同拉伸取向试样的临界断裂韧性值有较为明显的区别,高温下材料的临界断裂韧性值降低.
8.奥氏体不锈钢焊件在压水堆环境下的腐蚀疲劳寿命预测
- Jun Xiao;肖军;Shaoyu Qiu;邱绍宇;Yong Chen;陈勇
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：奥氏体不锈钢焊件在压水堆环境下有腐蚀疲劳裂纹的风险.本文提出了奥氏体不锈钢焊件在压水堆环境下的腐蚀疲劳寿命预测模型.该模型表明,腐蚀疲劳寿命预测时的一些传统观念可能需要适当改变.
9.HTR-PM主氦风机老化机理与预防措施
- Jin Shao;邵瑾;Yunxue Sun;孙云雪
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：主氦风机是HTR-PM高温气冷堆的关键设备,其功能是提供一回路氦气循环所需的压力升,将反应堆堆芯产生的热量传输给蒸汽发生器.本文基于国内外核电厂实际运行经验与研究结果,结合高温气冷堆的特点,对主氦风机的老化机理进行了初步分析并对预防措施进行了探讨,如去污技术的应用，检测和检查，为制定相应的高温气冷堆主氦风机老化管理大纲起到参考作用.
10.核安全级数字化仪控系统的软件可靠性评估
- Ying Liu;刘盈
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：日本福岛核事故后,社会对于核电厂安全运行的要求空前高涨.因为数字化仪控系统(DCS)在核电厂系统运行中的重要作用,因而提出了对数字化仪控系统、尤其是对执行安全功能的数字化仪控系统的可靠性和安全性进行有效评估的技术要求.对于核安全级数字化仪控系统而言,软件相对硬件来比,要复杂很多,因为它受到很多因素的影响,同时软件具有独特的失效机理,为此,软件的可靠性研究则显得尤为重要.本文针对软件是否符合标准的层面,对核安全级数字化仪控系统的软件建立阶段评估模型以及综合评估模型,通过选择测试分析工具及测试对象后,分别展开定性及定量的分析,从定量上可以计算软件无故障工作的信度;从定性上可以发现核安全级DCS软件在生存周期中存在的薄弱环节,以便加以改进,为评估核安全级数字化仪控系统的可靠性和安全性奠定基础.
11.考虑认知不确定性的QMU分析方法研究
- Qin-Shu He;何琴淑;Xin-En Liu;刘信恩;Zan-Peng Shen;沈展鹏;Xue-Qian Chen;陈学前
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：当前库存核装备认证面临的挑战在于无全系统试验条件下对复杂、高风险和老化系统的可靠性进行评估.由于没有全系统试验数据,从而可能会利用现有的各种类型的信息,包括:历史数据、子系统试验数据、相似系统的数据、计算机模拟结果和专家知识等,这些信息往往数据量少且属于不完整信息,它们包含了各种认知不确定性.QMU的目标便是基于现有的各种信息建立可为决策提供支撑的一套方法体系,其难点在于各种不确定性源的融合、表征.概率盒理论由于综合了传统概率方法和区间方法的优势,既可表征固有不确定性和认知不确定性这两类不确定性的融合,同时又保持了它们的可分离,从而在量化、表征各种不确定性源的融合方面具有不可比拟的优势.本文将概率盒理论引入QMU中,将输出变量和阈值分为有界和无界两类分别讨论,对有界量按传统定义计算置信因子,对无界量应转化到概率空间,结合最大可能失效概率和系统可接受概率定义置信因子;提出了量化固有不确定性和认知不确定性的数学表达式,建立了基于置信因子的取值范围和对认知不确定性的量化分离结果的可靠性评估方法,最后通过数值算例展示了基于概率盒的不确定性分析及QMU分析结果.
12.不锈钢复合钢板结合面剪切强度和化学元素分析
- Liyan Zhang;张丽艳;Zhaozhen Yao;姚兆祯;Bingxi Wang;王秉熙;Hui Li;李辉;Yinbiao He;贺寅彪;Junzhao XiaoHou;夏侯俊招
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：三代非能动AP系列核电站某设备首次采用了SA-533 B C1.1+SA-240 304L不锈钢复合钢板替代传统的低合金钢堆焊不锈钢作为承压边界材料.本文通过试验比较锻件+堆焊与不锈钢复合钢板的剪切强度;分析锻件+堆焊的基材与不锈钢耐腐蚀层之间的熔合层、爆炸以及轧制复合钢板在结合面化学成分的变化趋势,获得结合区域化学元素的迁移情况.
13.AP1000核电厂一体化堆顶结构材料国产化研究
- Qingtian Wang;王庆田;Peifeng He;何培峰;Ying Luo;罗英;Xingjun Jiang;蒋兴钧;Yan Li;李燕;Chaowei Hu;胡朝威
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：介绍了AP1000核电厂一体化堆顶的结构、功能和设计要求,鉴于一体化堆顶结构用材料均为国外牌号材料,技术规范、性能试验与国内存在差异,且材料牌号较多、采购和制造成本较大等问题,对一体化堆顶结构用材料的国产化进行了研究,并提出了与国外牌号相对应的国内牌号材料,对于后续建设的AP1000核电厂的一体化堆顶结构,具有重要的参考和借鉴意义.
14.三代核岛主设备焊接技术与焊接材料
- Juwen Yang;杨巨文;Shuangyan Li;李双燕;Maolong Zhang;张茂龙;Lili Wang;汪丽丽;Wenyang Zhang;张文杨
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：介绍了三代核岛主设备的结构特征,详述了产品所用的焊接工艺技术、焊接填充材料类型和特殊要求,并对焊材的储存和使用等要求进行了讨论,为三代核电设备的成功制造打下了坚实的基础.
15.国产52合金异种金属焊接材料高温水应力腐蚀裂纹扩展试验研究
- Tichun Dan;但体纯;Zhiming Zhang;张志明;Qiong Chen;陈琼;Ruolin Zhu;朱若琳;Shaobo Shi;施少波;Chun Gui;桂春;Jiangqiu Wang;王俭秋
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：目前国内外新建压水堆核电厂中,反应堆压力容器接管与主管道安全端之间主要采用52合金焊材焊接,经工厂焊接后成为可实际应用于核电厂的焊接件.国外实验室研究结果表明,国外52合金异种金属焊接(52Mw)材料在模拟压水堆一回路高温水环境中出现应力腐蚀裂纹扩展,裂纹扩展速率比82/182合金异种金属焊接材料低2个数量级.本文对国产52Mw合金异种金属焊接材料应力腐蚀裂纹扩展行为进行了试验研究.结果表明,国产52Mw合金异种金属焊接材料在模拟压水堆一回路高温水环境中出现轻微的应力腐蚀开裂,裂纹扩展速率为1.93×10-9mm/s,直流电位降(DCPD)裂纹扩展监测结果与实测结果符合性较好,裂纹扩展过程以局部穿晶应力腐蚀开裂为主,裂纹扩展速率与国外研究机构相关实验研究结果一致.
16.堆内构件重型服务设备原材料取样、力学性能相关问题研究
- Yingpeng Liao;廖应鹏
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：本课题着眼于核岛主设备堆内构件重型服务设备电子秤原材料采购阶段发生的取样、力学性能方面的技术问题.从标准理解、材料状态、设备所起的重要作用等方面入手,分析材料问题的产生原因、参考思路和最终的解决方案;并以此例作为经验反馈,帮助技术人员和相关类似设备质量监督人员进一步熟悉标准,掌握监督要点,更好的指导后续工作.
17.核电厂阳树脂氧化分解产生硫酸根的特性研究
- Zhiping Zhu;朱志平;Chenlin Dai;代陈林;Sen Liu;柳森;Ye Tian;田野
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：核电厂一回路系统因水的辐照产生H2O2等氧化性物质导致强酸阳离子交换树脂分解出SO42-,引起硫酸根含量升高、甚至超标.为了探讨这一问题,本文通过采用动态循环法、静态浸泡法,对几种强酸阳离子交换树脂进行了H2O2条件下的溶出实验.结果表明,在氧化环境下,动态循环实验进行了为期120小时的循环,四种强酸阳离子交换树脂溶出的硫酸根及TOC随时间的增长而增加,而溶出速率随时间的增长而降低.分析四种强酸阳树脂溶出硫酸根的动态循环实验数据,发现四种树脂抗氧化性能的强弱依次为:SP112H＞ S200＞ 1500H＞ 650C.
18.核电站海水泵电机轴承失效分析
- Chunhua Bian;边春华;Wei Zhang;张维
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：中核运行二厂的海水泵电机轴承使用一年多就发生过热烧毁.本文以烧毁的电机轴承样品及润滑脂样品为研究对象,通过对轴承各部件开展成分分析、金相组织分析、微观形貌分析、硬度分析、尺寸分析、热处理分析及对润滑脂开展高温和低温性能分析,最终明确了该轴承的失效机理为磨损失效,失效原因为安装不良.
19.带有偏析的核电压力容器用钢回火时的转变
- Guanghua Yan;晏广华;Lizhan Han;韩利战;Xiaofang Wang;王晓芳;Zhifeng Zhang;张志峰;Dayi Yin;殷达义
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：本文研究了带有偏析的核电压力容器用钢(SA508 Gr.3钢)在淬火回火过程中的组织演化.通过电子探针(EPMA)定量分析了材料中存在的宏观偏析情况,结果表明合金元素Mn、Mo、Ni在正偏析区的浓度比负偏析区高0.3-0.5％.奥氏体化后以45℃/min的冷速淬火,得到含有马氏体、先共析铁素体、无碳贝氏体、上贝氏体、M-A岛的混合组织.回火过程中,无碳化物贝氏体铁素体板条之间的长条状碳化物发生球化,但是仍然有尺寸较大的长条状碳化物存在.通过加快淬火冷却速度可以抑制无碳化物贝氏体及长条状碳化物的出现.
20.高温气冷堆核电站示范工程建安阶段腐蚀防护
- Qingyu Zhang;张青雨;Yingjie Zhan;詹英杰;Qingwu Wang;王庆武
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：腐蚀是核电厂设备和结构失效的主要形式之一,工程建安阶段的腐蚀防护能及时发现并处理设备部件的腐蚀缺陷,减少运行期设备失效的潜在风险.因此,高温气冷堆核电站示范工程在工程建安阶段积极开展设备腐蚀防护工作,根据碳钢、不锈钢设备的不同特点,对设备预制、安装等过程进行检查关注,保障设备腐蚀防护状况.
21.冷变形诱变产生马氏体对304不锈钢电化学腐蚀行为的影响
- Jiamei Wang;汪家梅;Hui Lu;陆辉;Lefu Zhang;张乐福;Fanjiang Meng;孟凡江;Xiuqiang Shi;石秀强
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：本文通过电化学动电位极化曲线、阻抗谱和Mott-Schotty曲线的测量、结合扫面电镜金相组织观察,研究了冷变形诱变产生的马氏体相对304奥氏体不锈钢在含有氯离子的模拟压水堆核电厂一回路硼锂水溶液中腐蚀行为的影响.实验结果表明,随着冷变形程度的增加,诱变产生α'-马氏体含量逐渐增加,自腐蚀电位和阻抗降低、腐蚀电流密度增加、点蚀电位下降.Mott-Schotty曲线分析发现,随着马氏体含量逐渐增加,钝化膜中总掺杂浓度显著增加,钝化膜的稳定性降低,从而使其耐腐蚀性能和抗点蚀性能均显著降低.
22.核级316LN不锈钢在一回路不同水化学条件下的疲劳及应力腐蚀性能
- Donghai Du;杜东海;Kai Chen;陈凯;Hui Lu;陆辉;Lefu Zhang;张乐福;Xiaokang Zhang;张小康
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：采用直流电压降测量裂纹长度的方法,研究了316LN不锈钢管道在不同的一回路水化学条件下的疲劳和应力腐蚀开裂规律.实验结果发现,316LN的疲劳裂纹扩展速率随载荷比和频率的降低而下降,不同的水化学条件下,材料的应力腐蚀裂纹扩展速率受溶解氧影响显著.在通入2ppm氧气的条件下,材料在含B-Li水中的裂纹扩展速率最高,而在含氢水中材料裂纹扩展速率受水中溶质的影响很小.
23.HTR-PM反应堆压力容器老化机理与老化管理浅析
- Yunxue Sun;孙云雪;Jin Shao;邵瑾
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：反应堆压力容器是反应堆压力边界重要组成部分,在核电厂老化管理和寿命评估中,其重要度排第一位.开展系统化老化管理工作以确保反应堆压力容器能够保持足够的安全裕度并执行设计功能,是保证核电厂整个寿期以及延寿期安全稳定运行的关键因素之一.本文简要介绍了压水堆核电厂反应堆压力容器的构造及老化机理,并介绍了HTR-PM的设计原理和结构特点,同时针对HTR-PM反应堆压力容器的老化机理进行了初步分析和探究,对HTR-PM反应堆压力容器的老化管理工作进行了探讨.最后对开展HTR-PM反应堆压力容器老化管理工作提出建议.
24.冲击压缩作用下云杉各向异性力学行为研究
- Weizhou Zhong;钟卫洲;Zhifang Deng;邓志方;Xicheng Huang;黄西成;Zhiming Hao;郝志明;Qiang Wang;万强
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：宽平台应力是木材大变形行为的典型特征,其微结构由规则排列的聚合物胞元构成,胞元排列模式和组成成分导致了木材各向异性行为特征.采用高速加载设备对云杉开展100/s～102/s中应变率压缩实验,研究了材料沿顺纹、横纹径向、弦向、以及径(弦)切面内与顺纹呈15°、30°、45°、60°和75°夹角方向的力学性能.冲击压缩下云杉宏观破坏模式与加载方向相关,沿顺纹方向加载时,试件中部向外膨胀,产生褶皱、纤维屈曲折断;当载荷方向与顺纹夹角逐渐增大时,材料失效模式体现为木材纤维分层滑移、撕裂.采用简化Hill强度理论对中低应变率下云杉空间屈服行为进行了理论描述,不同应变率下云杉空间屈服面为椭圆柱曲面,屈服曲面半径长度随应变率提高而增加.实验与理论分析表明,云杉沿空间不同方向具有各向异性力学特性,屈服强度受应变率和加载方向影响较大,而破坏模式则主要依赖于载荷方向.
25.包装组合结构跌落冲击的模型实验与数值模拟
- Ruoze Xie;谢若泽;Weizhou Zhong;钟卫洲;Qiang Wan;万强;Xicheng Huang;黄西成;Fangju Zhang;张方举
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：利用空气炮对包装组合结构的跌落过程进行模拟,进行了缩比模型的正撞和30°斜撞实验,针对模型实验进行了数值分析,获得了包装组合结构模型在撞击过程中的应力分布和塑性变形,并将计算情况与实验结果进行了分析.结果表明:在撞击中包装组合结构主要通过缓冲木材的塑性变形及外钢壳屈曲产生的塑性铰吸收能量,其塑性变形主要集中于撞击端,而远离撞击端未见塑性变形.计算中木材本构参数采用顺纹方向压缩应力应变曲线具有一定的有效性.
26.核电厂立式储水罐地震易损性分析
- Ruian Wu;吴瑞安;Qinshu He;何琴淑;Qiang Wan;万强
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：大型立式储水罐是核电站重要的安全设施,可能会因强震摇晃失水而失效,其地震易损性分析是核电站概率安全评估的重要内容之一.本文介绍核电站用大型储水罐的常见失效模式,地震易损性分析的一般过程,以及其地震响应、地震抗力和它们的不确定性的评估方法.
27.核电站控制棒驱动机构钩爪钴基合金堆焊工艺研究
- Fang Wang;王方;Song Xue;薛松;Dawei Mi;米大为;Yanbao Li;李延葆
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：针对钩爪钴基合金堆焊时堆焊层易出现裂纹、孔洞等各种缺陷,堆焊层的硬度和钩爪尺寸精度很难达到设计规范要求的难点,通过选用合理的热处理制度、采用合适的堆焊结构、正确选择堆焊顺序、选择合适的焊接方法、设计合适的隔热工装等措施,获得了无裂纹、孔洞等缺陷的堆焊层,经硬度测试、金相检验、尺寸检查,结果表明堆焊层无缺陷、堆焊层硬度和钩爪尺寸精度均达到设计规范要求.
28.核电压力容器用钢高温回火的组织演变规律
- Chuanwei Li;李传维;Jianfeng Gu;顾剑锋;Xue Lei;雷雪;Xiang Li;李向;Caiping Shen;沈才平
- 《The 4th International Symposium on Materials and Reliability in Nuclear Power Plant（第四届核电站材料与可靠性国际研讨会）》 | 2015年
摘要：以核电压力容器用SA508 Gr.3钢为研究对象,采用TEM方法分析了高温回火过程中显微组织变化规律.结果表明,在高温回火时,M/A岛状组织首先分解为铁素体和堆积的碳化物,岛状组织中的碳不断向基体扩散,与此同时,碳化物发生长大和球化,马氏体岛的细小板条在随后的回火过程中发生合并再结晶,随着回火时间的进一步延长,当在650℃回火5h时,马氏体岛状组织中铁素体合并完成,贝氏体铁素体中出现弥散分布的M2C碳化物,碳化物堆积的现象得到明显改善;碳化物分布相对均匀.当在650℃回火更长时间,贝氏体铁素体也会发生铁素体在结晶,晶界处碳化物粗化.尽管准平衡态的热力学计算结果表明核电压力容器用钢奥氏体化转变温度为660℃,但本文实验结果表明,其奥氏体化转变温度与时间有关,在660℃保温5h及在650℃保温100h,均能发现新形成的奥氏体,这可能与岛状组织的成分差异及晶界碳化物的偏聚有关.