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用RT_(T_0)取代RT_(NDT)分析国产某核压力容器压力-温度限值曲线的效益
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《核技术》2014年 第7期37卷 72-78页
作者:曹昱澎 贺寅彪 惠虎 李辉 轩福贞华东理工大学承压系统与安全教育部重点实验室上海200237 上海核工程研究设计院工程设备所上海200233 
ASME规范和美国联邦法规规定了核反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)在正常启、停堆过程中及水压试验时的压力和温度限值,2013年版ASME规范直接纳入了Code Case N-629,即同时接受了RTT0和RTNDT两种参考温度表征的材料断裂韧性...
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基于主曲线方法确定2.25Cr-1Mo钢韧脆转变区的断裂韧度
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《机械工程材料》2015年 第1期39卷 98-101,106页
作者:惠虎 王佳欢 王仙河 曹昱澎 杨帆华东理工大学承压系统安全科学教育部重点实验室上海200237 博斯特(上海)有限公司上海201613 上海核工程研究设计院工程设备所上海200233 
针对运行了20万h的加氢反应器接管弯头材料2.25Cr-1Mo钢,测试了其低温拉伸性能、夏比V型缺口冲击功及断裂韧性;在此基础上,得到了其主曲线的参考温度,通过进一步预测得到了该钢在整个韧脆转变区的断裂韧度分布。结果表明:2.25Cr-1Mo钢...
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核电用铁素体钢断裂韧度表征方法的研究进展
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《材料导报》2022年 第S2期36卷 370-376页
作者:曾鑫 刘长军 谈建平 曹昱澎 苏东川华东理工大学机械与动力工程学院上海200237 上海核工程研究设计院有限公司上海200233 中国核动力研究设计院成都610041 
在役核电厂的延寿对减少碳排放和推动能源转型起到重要作用,反应堆压力容器(RPV)材料的断裂韧度是电站寿命管理所需的必要参数。现役轻水堆RPV材料通常由铁素体钢制成,这类钢材的断裂韧度存在固有的韧脆转变特性、高度分散性以及温度相...
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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...
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长寿期运行RPV辐照脆化后结构完整性评定关键技术探讨
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《压力容器》2023年 第2期40卷 71-79,86页
作者:陈明亚 曹昱澎 贺寅彪 孙欣 高红波 林磊 彭群家 陈志林苏州热工研究院有限公司江苏苏州215000 上海核工程研究设计院有限公司上海200233 浙江树人大学杭州310015 
反应堆压力容器(RPV)辐照脆化后的结构完整性评定(简称“评定”)是核电厂长寿期运行论证中的关键技术难点之一。梳理国内外的相关研究成果,并结合作者团队的研究进展,进行了典型事故瞬态特性分析、RPV评定模型对比、评定准则研究和专用...
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某台国产压水堆压力容器锻件材料断裂韧性韧脆转变的参考温度
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《压力容器》2013年 第11期30卷 8-13,28页
作者:曹昱澎 惠虎 轩福贞 李辉 贺寅彪 王佳欢 王秉熙华东理工大学承压系统安全科学教育部重点实验室上海200237 上海核工程研究设计院工程设备所上海200233 
采用紧凑拉伸C(T)试样测试了某台国产反应堆压力容器用508-Ⅲ锻件的主曲线参考温度T0。为了方便今后在热室中进行辐照材料的断裂韧性试验,专门修改了C(T)试样的前端面设计。有限元分析和采用修改、未经修改的C(T)试样的试验结果均表明,...
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厚壁反应堆压力容器中裂纹启裂、止裂与撕裂评定研究进展
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《压力容器》2023年 第12期40卷 50-58页
作者:陈明亚 曹昱澎 贺寅彪 孙欣 余伟炜 史方杰 彭群家 赵万祥苏州热工研究院有限公司江苏苏州215000 国家核电厂安全及可靠性工程技术研究中心江苏苏州215004 上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233 浙江树人大学杭州310015 
针对厚壁反应堆压力容器(RPV)辐照脆化后的含缺陷结构完整性评定(简称“评定”)是核电厂长寿期运行安全论证中的关键技术难点,综述了国际上在厚壁含缺陷RPV堆芯筒体段断裂测试分析的研究成果,并结合国际原子能机构和笔者团队相关的数值...
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