摘要：谢国福1968年出生,美术本科学历,高级工艺美术师,中国工艺美术学会会员,中国收藏家协会会员。现为景德镇市珠山书画院高级陶瓷书画师、理事,景德镇市陶瓷商会副秘书长,16岁随父谢明兰(老艺人)学习陶瓷绘画,属景德镇老字号"嘉德堂"第六代传人。

摘要：研究了不同热老化温度下核反应堆压力容器用钢16MND5冲击性能的演化情况。结果表明,热老化能够引发材料韧性下降,脆性上升。具体表现为材料韧脆转变温度的升高,冲击断口由韧性断裂为主的破坏形式逐步转化为脆性断裂为主的破坏形式,同时当老化时长达到一定程度时,韧性不会进一步降低,说明老化引起的脆化具有一定的极限值。因此,在工程领域考虑热老化引起的材料脆化时,既要考虑到老化引起脆化的危险性,同时也应合理估量脆化的影响程度。

摘要：以高温主蒸汽管线为例,应用有限元方法分析了大型高温管系在实际工况下的应力情况、蠕变损伤特点以及基于振动特性的损伤识别.以典型弯管为例,分析了在不同损伤情况下高温管道的振动模态变化特性.结果表明:在微小损伤的条件下,高温直管/弯管的频率变化较小,考虑到实际测量噪声的影响,单纯从结构的固有频率变化来识别微小的损伤是比较困难的;通过分析冲击响应的变化可以判断是否已经出现损伤,尤其是在损伤大于30%时,弯管对冲击响应的变化非常明显.

摘要：中国花鸟画是画家对自然界无情的花、鸟、虫、鱼移入人的情感，使之有情化、意象化，然后通过笔墨等媒介来加以表现的绘画艺术。它蕴含和寓寄着画家的思想美、人格美——即所谓天人合一，画如其人也。而陶瓷装饰中的花鸟画内涵丰富、清新雅丽，更具有动人心扉的艺术形式美。

摘要：基于试验标定了不锈钢材料小孔法应力测试的应变释放系数,测试了6 mm厚304L不锈钢退火态试板超声冲击前后的应力以及氩弧焊对接接头超声冲击处理前后的应力,研究了超声冲击处理对不锈钢横向和纵向焊接残余应力的影响效果,分析了超声冲击应力和焊接残余应力的叠加效果。结果表明,超声冲击无应力304L试板后在其表面形成幅值达250 MPa分布均匀的压缩应力;焊接接头冲击区域由残余拉应力变为残余压应力,焊趾的应力集中现象消除;超声冲击后的应力状态与初始应力分布相关,且焊接接头超声冲击后应力不是焊接残余应力跟超声冲击应力线性叠加。

摘要：在625℃下对P92钢进行了蠕变-疲劳试验,分析了应变幅(0.4%~1.4%)和保载时间(30~300 s)对P92钢循环变形行为的影响,探讨了蠕变-疲劳交互作用下的微观机制,并与低周疲劳试验进行了对比。结果表明:蠕变-疲劳交互作用引起P92钢从非Masing特性向Masing特性转变,且保载时间内的应力松弛导致蠕变-疲劳载荷下的循环软化加速;疲劳过程中P92钢微观结构发生非均匀变化,位错密度降低,最终形成长条状亚晶结构,而蠕变-疲劳过程中P92钢的微观结构变化和位错密度降低程度更加均匀、显著,最终形成等轴状亚晶或位错胞结构,并伴有沉淀物粗化现象。

摘要：某新型反应堆压力容器内壁设计了环形锻件与筒体内壁焊接的环形焊接结构。该种结构形式的焊缝首次在反应堆压力容器中出现，无成熟经验可以借鉴。为了了解该种复杂结构形式及大厚度焊缝的焊接残余应力幅值及分布规律，基于ANSYS有限元分析软件，建立了反应堆压力容器内壁环形锻件多层多道焊接三维有限元模型。在此基础上，以带状移动温度热源作为焊接热源模型计算出多层多道焊接的瞬态温度场结果，采用热-力间接耦合法，得到了焊接应力场计算结果。模拟结果表明，焊缝区域环向应力从上表面到下表面分布趋势为拉应力-压应力-拉应力，呈现自平衡的分布形式。根部焊道区域的环向应力为拉应力。焊缝上轴向应力最大为300 MPa左右；焊缝上下表面径向应力较大，达到400～500 MPa左右；峰值等效应力出现在焊缝根部区域，幅值最大约700 MPa。

摘要：在455℃完成了国产2.25Cr1Mo0.25V锻钢的低周疲劳试验。该锻钢呈循环软化特性,疲劳寿命随循环应变幅的增加而大幅缩短,应变幅-疲劳寿命符合Basquin-Coffin-Manson方程。根据ASME锅炉与压力容器规范获得国产2.25Cr1Mo0.25V锻钢的疲劳设计曲线,并与ASME-NH中2.25Cr1Mo钢设计曲线对比。

摘要：田湾5、6号机组核岛设计在充分吸收福岛核事故经验反馈的基础上,采纳先进三代核电的熔融物堆内滞留(IVR)安全设计理念,设置了堆腔冷却剂注入(RCI)系统。为实现RCI功能,反应堆压力容器(RPV)保温层需与RPV以及堆坑壁之间形成具有一定间隙的稳定可靠的冷却剂流道,而该流道的设置给RPV保温层带来了支承热桥引发的热量耗散问题。文章基于有限元分析等手段,通过通风条件及支承结构优化,解决了支承热桥引发的热量耗散问题。

摘要：反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RPV为例,对主螺栓与法兰螺孔的设计进行分析和讨论,并结合核电厂安装及运行中出现的典型螺纹损伤案例,对螺纹损伤原因进行分析,最后对螺栓法兰设计提出改进建议,以减少RPV主螺栓和螺孔螺纹损伤事故,降低螺纹损伤的风险。