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[期刊论文] 作者:包章根,史巨元, 来源:核动力工程 年份:1999
508-Ⅲ钢是国际上核一级压力容器常用的材料,但国产508-Ⅲ钢的疲劳和断裂性能尚未见报导。本文研究了国产508-Ⅲ钢锻件的低周疲劳和动态断裂韧度。通过试验,得到了508-Ⅲ钢的设计疲劳曲线和kkl-(T-RTNDT)曲线......
[会议论文] 作者:宁冬,包章根,姚伟达, 来源:第14届全国反应堆结构力学会议 年份:2006
AP1000先进核电厂钢安全壳是非能动安全壳冷却系统中一项重要设备;安全壳容器包容反应堆冷却剂系统和其它安全重要系统,也是核电站的安全屏障之一.钢制安全壳容器由圆柱壳、...
[会议论文] 作者:包章根,史巨元,张庄, 来源:第十三届全国反应堆结构力学会议 年份:2004
对508-Ⅲ钢疲劳寿命表征与测定问题,本文提出在应变疲劳试验中确定起裂寿命,并以此寿命制定设计疲劳曲线.通过对508-Ⅲ钢的应变疲劳试验,分别制定了条件寿命和起裂寿命的设计...
[会议论文] 作者:包章根,陆斌,史巨元, 来源:第十届全国反应堆结构力学会议 年份:1998
该文研究了国产508-Ⅲ钢低周疲劳和动态断裂韧性,通过试验,我们得到了508-Ⅲ钢的设计疲劳曲线和K〈,1d〉-T曲线并与ASME规范和RCC-M规范的相应曲线进行了比较,结果表明,用于压水堆核电站反应堆压力容器的......
[期刊论文] 作者:包章根,陆斌,史巨元, 来源:核动力工程 年份:1999
508Ⅲ钢是国际上核一级压力容器常用的材料,但国产508Ⅲ钢的疲劳和断裂性能尚未见报导。本文研究了国产508Ⅲ钢锻件的低周疲劳和动态断裂韧度。通过试验,得到了508Ⅲ钢的设计疲劳曲......
[会议论文] 作者:包章根,张庄,史巨元, 来源:第十三届全国反应堆结构力学会议 年份:2004
对508-Ⅲ钢疲劳寿命表征与测定问题,本文提出在应变疲劳试验中确定起裂寿命,并以此寿命制定设计疲劳曲线.通过对508-Ⅲ钢的应变疲劳试验,分别制定了条件寿命和起裂寿命的设计疲劳曲线,并进行了比较.对508-Ⅲ钢起裂后的裂纹扩展,本文提出用应变范围描述da/dN,并......
[会议论文] 作者:宁冬, 王永东, 李辉, 包章根,, 来源: 年份:2004
本文的工作是对ASME-BPVC和RCC-M规范的材料部分进行的对比工作,从两个规范材料部分的编排结构、内容进行了说明,并给出对比结果。侧重介绍了两规范的根本不同点,ASME规范强...
[期刊论文] 作者:张庄,包章根,洪刚,任立志,李秋, 来源:冶金分析 年份:2004
为满足核电安全设计需求,研究了动态断裂韧度测试技术及508-Ⅲ钢的动态断裂韧度.与国际相关数据对比,结果表明数据是可靠的....
[会议论文] 作者:张庄,任立志,包章根,洪刚,李秋, 来源:中国金属学会第十二届分析测试学术年会 年份:2004
为满足核电安全设计需求,研究了动态断裂韧度测试技术及508-Ⅲ钢的动态断裂韧度.与国际相关数据对比,结果表明数据是可靠的....
[期刊论文] 作者:许文清,陈金陵,包章根,李家训,陈明菊,, 来源:中国原子能科学研究院年报 年份:1987
为了监测秦山300MW核电厂反应堆压力容器材料受中子辐照造成的材质性能变化,确保核电厂反应堆的安全运行,根据有关标准规定,在反应堆内设置辐照监督管,管内放入随堆运行的辐...
[会议论文] 作者:孙伟明,任欣,金伟娅,张康达,包章根,姚伟达, 来源:第十三届全国反应堆结构力学会议 年份:2004
按"堆内构件材料321不锈钢疲劳断裂性能研究试验大纲"要求,对321型奥氏体不锈钢进行了疲劳裂纹扩展试验和断裂韧性JIC测定工作,得到了321型奥氏体不锈钢常温条件下疲劳裂纹扩展速率的计算公式,得到了材料的常温J-R阻力曲线和断裂韧性,绘制了在常温和350℃条件下......
[会议论文] 作者:孙伟明,任欣,金伟娅,张康达,包章根,姚伟达, 来源:第十三届全国反应堆结构力学会议 年份:2004
321奥氏体不锈钢是核电工业、石油化工生产中常用的合金钢之一.但是对它的实际疲劳性能的测试在国内尚未见报导,本文按照美国ASTM有关标准和我国的相关国家标准通过应变控制实测了321钢的应变疲劳性能,绘制了循环加载条件下的应力-应变回滞曲线;测定了应变量和......
[会议论文] 作者:孙伟明[1]任欣[1]金伟娅[1]张康达[1]包章根[2]姚伟达[2], 来源:第十三届全国反应堆结构力学会议 年份:2004
321奥氏体不锈钢是核电工业、石油化工生产中常用的合金钢之一.但是对它的实际疲劳性能的测试在国内尚未见报导,本文按照美国ASTM有关标准和我国的相关国家标准通过应变控制...
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