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[期刊论文] 作者：乔建生,钟巍华,杨文,,
来源：华北电力大学学报(自然科学版) 年份：2011
核压力容器（reactor pressure vessel,RPV）材料的性能研究对保证核反应堆安全运行非常重要,鉴于辐照环境的限制,开展国产核压力容器材料A508-3钢的小冲杆试验研究很有必要。用...
[期刊论文] 作者：乔建生,钟巍华,杨文,
来源：原子能科学技术 年份：2013
建立了辐照前国产A508-3钢断裂韧度和小冲杆实验冲压断裂能之间的线性关系,利用该关系和辐照后小冲杆实验冲压断裂能计算得到了辐照后材料的断裂韧度。用Master曲线方法分别...
[期刊论文] 作者：乔建生,杨文,钟巍华,,
来源：原子能科学技术 年份：2013
提出了利用辐照前材料小冲杆试验载荷与标准试验强度之间的关系及辐照后小冲杆试验载荷计算辐照后强度的方法，利用该方法测量了中子辐照后国产A508—3钢的强度，发现中子辐照导......
[期刊论文] 作者：乔建生,钟巍华,杨文,,
来源：原子能科学技术 年份：2013
在对比分析小冲杆实验测量韧性金属材料等效断裂应变方法的基础上,选择利用Chakrabarty薄膜伸张模型,确定了与实验装置相关的等效断裂应变与小冲杆实验中心位移之间的二次函...
[会议论文] 作者：钟巍华,张长义,佟振峰,杨文,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2014
核级电缆是核反应堆安全关键部件,长期热老化与γ辐照是其老化甚至功能丧失的主要因素。热-γ辐照协同老化是核级电缆老化行为与机理研究首要解决的关键技术。本文在调研核级...
[期刊论文] 作者：钟巍华,张长义,佟振峰,杨文,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2015
核级电缆是核反应堆安全关键部件,长期热与γ辐照的协同老化是其性能降级乃至功能丧失的主要因素。本文针对我国4种核电厂代表性电缆开展了系统的热-γ辐照协同老化研究,在6...
[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：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：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...
[期刊论文] 作者：鱼滨涛,钟巍华,宁广胜,佟振峰,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2014
CAP1400大型先进压水堆示范工程是我国在AP1000核电技术上进行再创新而建成的。在其设计中,对于国产主管道材料能否用RG1.207导则进行疲劳寿命曲线的修订是其设计的一个难题,...
[会议论文] 作者：钟巍华,张长义,林虎,佟振峰,杨文,
来源：2015年首届研究堆应用技术学术交流会 年份：2015
核级电缆是核反应堆安全关键部件，长期的热老化与γ 辐照是其老化甚至功能丧失的主要因素。本文在γ 剂量为50～240Gy/h、温度为105℃的条件下开展了核级K1 电缆的协同老化考验，并对老化前后的核级电缆护套、绝缘材料进行了力学性能测试，获得了不同老化累积剂量下的E......
[期刊论文] 作者：周恒晖,钟巍华,宁广胜,林虎,杨文,
来源：原子能科学技术 年份：2022
断裂韧性是用于表征反应堆压力容器(RPV)钢脆性状态的重要指标.在开展相关研究时,由于辐照空间小等原因,一般采用小尺寸紧凑拉伸(CT)试样.为掌握CT试样尺寸变化对国产RPV钢断裂韧性测试结果的影响,对国产A508-3钢的不同尺寸CT试样进行了测试分析,采用Beremin模......
[期刊论文] 作者：鱼滨涛,佟振峰,钟巍华,宁广胜,杨文,,
来源：原子能科学技术 年份：2015
表面粗糙度对材料服役过程中表面缺陷的形成有着重要影响，由于实验室一般采用光滑试样测试疲劳性能，而真实主管道经过多道工序，其表面粗糙度远大于实验室测试试样，这会给主管道的......
[期刊论文] 作者：钟巍华,佟振峰,张长义,乔建生,杨文,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2011
在反应堆材料辐照性能研究中,往往会因为样品尺寸过大而造成一些问题,如:辐照费用昂贵、样品内部温度梯度过大、辐照后样品感生放射性过大等。对此,国外在上世纪开发了小冲杆...
[期刊论文] 作者：钟巍华,宁广胜,张长义,佟振峰,杨文,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2015
一回路主管道是反应堆的关键部件,其在一回路水及交变载荷作用下发生的腐蚀疲劳是其潜在的失效机制。在主管道材料腐蚀疲劳试验研究中,由于试验环境介质具有高温、高压及腐蚀...
[期刊论文] 作者：宁广胜,蔡欣,陈卓,钟巍华,黎军顽,
来源：上海金属 年份：2021
对Cr8Mo2SiV冷作模具钢的微观组织进行定量表征,重构其淬火后的代表体积元(RVE)模型,并对其深冷处理过程进行微观尺度的数值分析,讨论深冷处理过程中微观组织和应力的演变规...
[期刊论文] 作者：郑全,钟巍华,王成龙,白冰,宁广胜,杨文,
来源：原子能科学技术 年份：2020
T91钢是第4代反应堆的候选结构材料之一,中子辐照后的高温蠕变性能是评价其服役性能的关键指标。为充分利用辐照空间、减小辐照参数梯度和降低样品放射性,针对力学性能的研究需要使用小尺寸样品,但小样品试验数据可能与标准样品不同,导致无法准确评价材料性能。......
[期刊论文] 作者：钟巍华,佟振峰,王成龙,王正,李金许,杨文,,
来源：原子能科学技术 年份：2017
一回路水环境下的疲劳性能是核电站主管道设计寿命评估的重要参数。针对国产主管道材料316LN开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳试验,分析了疲劳行为和失效机理。研究结...
[期刊论文] 作者：宁广胜,林虎,钟巍华,张长义,刘健,杨文,
来源：原子能科学技术 年份：2021
在我国早期开发的W型试样的基础上,参考ASTM E1921标准,开发了基于W型试样的断裂韧性测试技术,建立了包括断裂韧性计算、数据有效性判定和参考温度T0计算等在内的数据分析方法。在-100~-40℃下开展了国产A508-Ⅲ钢的W型试样和标准1C(T)试样的测试分析和试验数据......
[期刊论文] 作者：张长义,佟振峰,宁广胜,林虎,钟巍华,杨文,,
来源：中国原子能科学研究院年报 年份：2009
为了保障核电站的安全运行,需要在反应堆核岛内放入监督管,监督管内放有测试力学性能的试样,定期抽取出来进行力学性能测试,以检验反应堆压力容器材料的辐照脆化趋势;同时,利...
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