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[会议论文] 作者：宁广胜;郝焕民;,
来源：第九届全国反应堆结构力学会议 年份：1996
该文介绍的这套测量装置，是针对辐照后材料的热室内断裂力学试验设计。通过潜望镜配合可行走的摇控测量工作台进行Δα等数据的观测。试验人员在热室外通过这套装置可以顺利完......
[期刊论文] 作者：宁广胜,徐远超,张长义,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：1999
目前,反应堆结构材料性能数据多以档案、资料的方式保存,存在管理成本高,数据容易散失,查询检索困难等问题。本系统的建立将为反应堆结构材料性能数据的安全存档、查询、管理...
[期刊论文] 作者：林赟,佟振峰,宁广胜,杨文,,
来源：核动力工程 年份：2017
国产A508-3钢是反应堆压力容器(RPV)用钢,属于低合金铁素体钢,这类材料具有明显的韧脆转变行为,并且在经受中子辐照后,产生明显的辐照脆化效应,降低材料韧性,增加脆性断裂的...
[期刊论文] 作者：鱼滨涛,宁广胜,佟振峰,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2015
核燃料包壳是反应堆的重要组成部分,具有保护燃料芯块免受冷却剂的腐蚀、防止裂变产物泄漏污染冷却剂、为燃料元件提供足够的强度和刚度等作用。包壳的工况特别苛刻,为保证包...
[期刊论文] 作者：鱼滨涛,宁广胜,佟振峰,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2016
核燃料包壳是反应堆安全的第一道屏障,对核电站的稳定运行具有重要作用,但是它却工作在高温、高压和高辐射的环境中,这对核燃料包壳材料提出苛刻的要求。为了保证包壳在整个...
[期刊论文] 作者：刘新鹏,宁广胜,佟振峰,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2013
本文内容主要有3部分:1)通过计算单位质量316(Ti)SS在快堆内的辐照活化情况及活化后不同距离的剂量率来设计小样品的尺寸;2)针对经过20%冷加工316(Ti)SS在不同温度下进行拉伸...
[期刊论文] 作者：张长义, 林虎, 宁广胜, 徐远超,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2001
对反应堆压力容器材料进行辐照监督是保障压力容器在设计寿期内安全运行的一项重要措施,其中,冲击试验是重要组成部分。 秦山核电公司30万干瓦反应堆压力容器用A508-3钢...
[期刊论文] 作者：林虎, 徐远超, 张长义, 宁广胜,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2001
秦山核电厂30万千瓦反应堆压力容器用A508-3钢制成。由于中子幅照,钢材性能从韧性向脆性转变,从而增加了压力容器发生脆断的可能性。冲击试验是确定反应堆压力容器材料脆...
[期刊论文] 作者：徐远超,贾学军,宁广胜,张长义,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：1998
材料的辐照脆化效应是决定压力容器寿命的关键参数之一。在ＰＣ－３００核电厂运营之前，从压力容器产品延长段取样，并在中国原子能科学研究院进行辐照脆化试验。辐照实验在游泳池式轻水反应......
[期刊论文] 作者：宁广胜,张长义,林虎,徐远超,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2005
恰希玛核电厂从2000年5月3日至2004年4月15日,经历了第一循环至第二循环,反应堆运行了1025d,811等效满功率天(EFPD),2.22等效满功率年(EFPY),平均热功率为7.90075×102MW,为...
[期刊论文] 作者：刘新鹏,宁广胜,佟振锋,杨文,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2014
本文对国产快堆用备选材料316Ti不锈钢在温度为625℃,应力条件为190、200、230、250、270、300、350和380 MPa时,分析了316Ti不锈钢的蠕变性能随应力的变化规律,并利用扫描电...
[会议论文] 作者：佟振峰,宁广胜,张长义,杨文,
来源：2015年首届研究堆应用技术学术交流会 年份：2015
关键部件材料的服役性能是先进核能系统工程化发展的"瓶颈"" 问题之一。因此世界上核能发达国家均在不遗余力的开发新型高性能核材料以满足先进核能系统发展的需要。辐照损伤作为核能系统关键材料的主要失效机制，辐照性能也是新材料在核能领域应用的最主要的评估......
[期刊论文] 作者：陈金陵，宁广胜，郝焕民，李怀林,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：1995
３．１５秦山３０万千瓦核电站第一根辐照监督管断裂大学监督试样Ｊ＿Ｒ曲线陈金陵，宁广胜，郝焕民，李怀林根据秦山核电站反应堆压力容器材料辐照监督大纲要求。在反应堆压力容器内设置了辐照监督管......
[期刊论文] 作者：林赟,宁广胜,张长义,佟振峰,杨文,,
来源：原子能科学技术 年份：2016
反应堆压力容器（RPV）作为反应堆寿期内不可更换的核心设备,是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。本文针对国产压力容器材料A508-3钢,开展了一定剂量水平（约10×1019 cm-2,E≥...
[期刊论文] 作者：钟巍华,杨文,林虎,张长义,宁广胜,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2007
A508-3钢是目前世界上最常用的轻水堆核电站反应堆压力容器(RPV)材料。我国在20世纪就开始了对A508-3钢的开发。但目前国产A508-3钢的研制水平仍赶不上核电发展进程。因...
[期刊论文] 作者：林赟,张长义,宁广胜,佟振峰,杨文,
来源：中国材料进展 年份：2011
压力容器是压水堆核电站全寿期不可更换的关键部件，是核电站安全与寿命的决定因素之一。在长期服役过程中，引起压力容器性能下降的最主要因素是长时间大剂量高能量中子的辐照。......
[期刊论文] 作者：钟巍华,鱼滨涛,佟振峰,宁广胜,,
来源：热加工工艺 年份：2017
测试了国产第三代核电站一回路主管道材料-316LN不锈钢的室温低周疲劳性能,讨论了微观机理并建立了Manson-Coffin疲劳寿命模型。结果表明,随着应变幅的增大,滞回曲线宽度及峰...
[期刊论文] 作者：陈金陵,爱新筠嘉,郝焕民,宁广胜,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：1992
反应堆压力容器是用铁素体低合金钢制造的,它是核电站反应堆不可更换的重要部件。由于中子辐照效应,钢的塑韧性将下降,钢材由塑性向脆性状态转度,这就增加了压力容器突发性...
[期刊论文] 作者：张长义,杨文,宁广胜,林虎,佟振峰,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2007
核燃料元件是反应堆的核心部件,由燃料芯块、包壳及其构件组成。由于燃料元件的运行环境比较恶劣,中子辐照、冷却剂的腐蚀及在开堆、停堆、和运行后期燃料芯块与包壳的机械相...
[期刊论文] 作者：钟巍华,佟振峰,宁广胜,鱼滨涛,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2013
我国在引进AP1000第三代核电技术的基础上,进行技术的再创新,自主创新建成CAP1400大型先进压水堆示范工程。目前正在开展CAP1400的设计,并正在开展关键设备的国产化研究。对...
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