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[会议论文] 作者：薛飞;刘鹏;蒙新明;遆文新;林磊;余伟炜;姜家旺;,
来源：中国电机工程学会核能发电分会2009年学术年会 年份：2009
基于国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)等机构的系统化老化管理理念和以执照更新为核心的老化管理方法，本文论述了核电厂系统、构筑物和部件(SSCs)分级管理的必要性。在...
[期刊论文] 作者：薛飞,束国刚,余伟炜,遆文新,林磊,蒙新明,刘江南,
来源：核动力工程 年份：2010
采用总应变控制方法,对压水堆核电厂主管道国产材料Z3CN20.09M进行了室温与350℃温度下的低周疲劳试验研究,获得了材料的疲劳寿命演化规律。采用Manson-Coffin方程、单拉估算...
[期刊论文] 作者：余伟炜,蒙新明,姜家旺,薛飞,束国刚,刘伟,
来源：核电工程与技术 年份：2014
本文对PWR核电站一回路关键设备用低合金钢、不锈钢、镍基合金和锆合金等材料进行了热老化敏感性分析。调研发现奥氏体不锈钢焊缝、铸造奥氏体不锈钢属于热老化脆化敏感材料，...
[期刊论文] 作者：余伟炜,田阳,薛飞,蒙新明,,
来源：压力容器 年份：2014
主要研究了热老化对主泵泵壳材料CF8在室温和350℃温度下拉伸性能以及失效评定曲线的影响。对经历不同老化时间的试样进行恒应变速率下的拉伸试验,采用Ramberg-Osgood(R-O)模...
[会议论文] 作者：薛飞, 余伟炜, 遆文新, 刘璐, 王勇,,
来源： 年份：2004
目前我国正在大力发展核电,国内已建和在建核电站基本上分属二代和三代技术,而主管道作为核电站的"大动脉",是核电站非常关键的设备。本文从结构、运行环境、性能要求方面对...
[期刊论文] 作者：薛飞,束国刚,遆文新,余伟炜,蒙新明,刘江南,石崇哲,,
来源：核动力工程 年份：2010
采用GB/T19748-2005钢材夏比V型缺口摆锤冲击试验仪器化试验方法,对压水堆核电厂用离心铸造Z3CN20.09M奥氏体不锈钢主管道样品进行了实验室热老化的冲击性能研究。冲击试验数...
[期刊论文] 作者：薛飞,束国刚,余伟炜,王兆希,蒙新明,遆文新,,
来源：工程力学 年份：2010
利用示波冲击试验系统研究核电主管道奥氏体-铁素体两相不锈钢铸件材料在老化温度(400℃)下时效3000h过程中冲击断裂性能随时效时间的变化规律。室温冲击实验结果表明:在长期...
[会议论文] 作者：薛飞,王兆希,束国刚,遆文新,余伟炜,蒙新明,
来源：中国核学会2009年学术年会 年份：2009
铸造双相不锈钢(CDSS)有优良的综合性能,在压力容器、核电站设备中得到了广泛的应用.但在服役温度环境下,长期时效会导致双相不锈钢的韧性显著降低.本研究采用仪器化冲击实验和纳米探针压入实验研究双相不锈钢的热老化行为;通过TEM分析对双相不锈钢材料的热老化......
[期刊论文] 作者：余伟炜,田阳,陈媛,姜家旺,薛飞,,
来源：材料热处理学报 年份：2015
为了研究主泵泵壳材料CF8在室温和350℃下的形变强化行为以及热老化对于料形变强化的影响,在恒应变速率控制模式下,通过对原始态和不同热老化时间后的试样进行室温和350℃下...
[期刊论文] 作者：蒙新明,耿波,余伟炜,薛飞,王兆希,遆文新,石崇哲,,
来源：西安工业大学学报 年份：2009
探讨热老化对核电站主管道用铸造奥氏体不锈钢Z3CN20.09M拉伸性能的影响.通过对不同热老化时间下的试样进行了拉伸试验,结合扫描电镜(SEM)和透射电镜(TEM)观察材料的微观结构...
[会议论文] 作者：薛飞,遆文新,刘鹏,王勇,
来源：首届中国工程院/国家能源局能源论坛 年份：2010
全世界商运核电站机组有400多座,其中一半以上机组的运行时间已超过20年.为了缓解日益增长的电力需求及环境保护方面的压力,各国核电站和政府监管机构均希望延长机组运行时间...
[期刊论文] 作者：任淑红,薛飞,余伟炜,遆文新,刘啸天,,
来源：核动力工程 年份：2013
以核电厂主管道为研究对象,运用性能退化可靠性理论和贝叶斯更新方法,对主管道因热老化导致失效的剩余寿命进行研究.首先通过加速热老化实验获得的数据,分析主管道奥氏体不锈...
[期刊论文] 作者：姜家旺,刘熙,施震灏,李玲,薛飞,遆文新,,
来源：铸造技术 年份：2014
对核电厂高压加热器用不锈钢换热管材料进行分析,包括成分分析、金相分析、拉伸性能、硬度、反向压扁、压扁、卷边等。结果表明,TP439换热管的内外壁存在粗晶粒,粗晶现象为临...
[期刊论文] 作者：余伟炜,姜家旺,尤磊,薛飞,刘伟,束国刚,,
来源：铸造技术 年份：2014
为验证一回路关键部件铸造奥氏体不锈钢(CASS)在整个寿期内的适用性,结合CASS部件运行期间的主要老化机理,对核电站铸造奥氏体不锈钢的热老化试验设计进行研究。通过对CASS材...
[期刊论文] 作者：王兆希,薛飞,龚明祥,遆文新,林磊,刘鹏,
来源：核动力工程 年份：2011
根据美国机械工程师标准（ASME-OM-S/G2000）规范及法国电力公司（EDF）标准振动评估方法,提出一套用于核电站小支管振动评估及振动疲劳寿命分析的方法,应用该方法对国内某核电站汽轮......
[期刊论文] 作者：薛飞, 余伟炜, 遆文新, 王兆希, 张路, 林磊, 石崇哲,
来源：机械强度 年份：2011
对压水堆核电站主管道材料Z3CN20.09M进行室温与350℃低周疲劳性能试验,得到材料循环变形规律和寿命演化模型。结果表明,主管道材料表现为先强化后软化的循环特性,但强化的程...
[期刊论文] 作者：李世伟,余伟炜,蒙新明,薛飞,陈巍峰,,
来源：中国测试 年份：2014
为研究热老化对AP1000主泵泵壳的制造材料——铸造奥氏体不锈钢CF8的动态断裂韧性的影响,采用夏比预裂纹试样,利用示波落锤冲击试验系统研究材料动态断裂韧性随老化时间的变...
[会议论文] 作者：薛飞,遆文新,廖开星,
来源：The 4th International Symposium on Materials and Reliability 年份：2015
安全壳作为压水堆核电厂第三道屏障，其服役性能直接关系到核电厂的安全运行。科学的老化与寿命管理是保证其服役性能的前提，本文主要从老化管理文件体系、老化管理数据库/......
[会议论文] 作者：林磊,遆文新,龚明祥,薛飞,姜节胜,管欣,
来源：中国核学会2009年学术年会 年份：2009
某核电厂应急柴油发电机相关的小尺寸管线发生过多次泄漏,厂方拟通过增加支架降低振动水平,以减缓小尺寸管线的开裂.本文通过管系静态应力分析和评估、振动速度和动态应变测量与分析、并在此基础上进行了振动速度和交变应力幅的评估,评估结果表明管系静应力最大......
[会议论文] 作者：薛飞[1]王兆希[2]束国刚[1]遆文新[1]余伟炜[1]蒙新明[1],
来源：中国核学会2009年学术年会 年份：2009
铸造双相不锈钢(CDSS)有优良的综合性能,在压力容器、核电站设备中得到了广泛的应用.但在服役温度环境下,长期时效会导致双相不锈钢的韧性显著降低.本研究采用仪器化冲击实验...
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