钢制安全壳相关论文
针对强度下限为655 MPa的改进新型SA738 Gr.B钢，采用自主研制的PP-H10Mn2Ni2Mo焊丝、PP-SAFB1-01QR焊剂，利用埋弧焊进行横焊对接工艺......
期刊
安全壳是防止放射性物质泄漏的最后一道屏障,除了抵御外部人为破坏和自然灾害外,还应执行外部撞击事件的防护等功能。目前,在役、......
学位
核电作为一种备受瞩目的清洁能源,在世界范围内广泛发展。在中国,核电的发展一直敏感而又广受期待。AP1000作为中美合作的第一个核......
摘要：针对核电钢制安全壳（CV）消应力热处理需求进行论证，从理论上分析了声束调控替代热处理的优越性和可行性;对比分析了焊态、热处理......
钢制安全壳是第三代先进压水堆AP/CAP堆型核电站所特有的设备,是一个包含上下椭圆封头的圆柱形立式钢制压力容器,壳体材料为SA-738......
非能动安全壳冷却系统(Passive Containment Cooling System,PCS)作为第三代大型先进压水堆非能动专设安全设施中的重要组成部分,......
安全壳强度试验是对安全壳结构的强度和完整性的重要验证。某两个核电厂作为国内首次进行的钢制安全壳结构强度试验,为后续设计和......
基于SYSWELD软件对钢制安全壳筒体环建立了有限元模型,对拟定的筒体纵焊缝热处理工艺采用有限元法进行了模拟分析,计算了热处理后......
环吊是反应堆厂房重要的起重设备,主要是在安装和换料期间起吊主设备的起重设备.环形轨道就位于CV04环的环形箱梁上,环梁是在预制C......
针对钢制安全壳筒体纵缝局部焊后热处理工艺难点,分析了焊后热处理主要影响因素,提出工艺改进措施,并按照核电项目钢制安全壳技术......
某核电工程建设过程中,钢制安全壳的制造进度存在延迟.从五个方面分析、讨论了其制造进度状态,总结出延迟产生的原因和对工程的影......
根据钢制安全壳的结构尺寸、建造方式和焊后热处理要求,分析对比了适宜钢制安全壳焊后热处理的加热方式,并通过应用证明了局部焊后......
"模块化建造"是AP1000核电技术提出的重要理念,可以有效缩短建设工期。在AP1000依托项目钢制安全壳的建造过程中,受设计、制造、施......
文中研究了在核电站钢制安全壳SA738 Gr.B模拟件焊接过程中,自动熔化极气体保护电弧焊(GMAW)与焊条电弧焊(SMAW)纵向搭接接头裂纹......
AP1000安全壳贯穿件是核岛关键设备,其技术要求严格。简要介绍了贯穿件本体结构和材料,重点介绍了各部件现场焊接安装难点,并通过......
采用ASME规范NE-3133设计准则对核电厂用钢制安全壳加强环设计进行研究,基于ASME规范案例N-284的评定准则,对重新设计的钢制安全壳......
从钢制安全壳现场焊接出发，通过分析统计安全壳现场焊接不符合项，对安全壳焊接中常见的质量问题进行分析研究，提出从提高焊接人员质保......
AP1000钢制安全壳(CV)技术规格书对其半径和直径偏差、焊缝错变量和棱角度变形、筒体垂直度要求较高,但是CV板材厚度大且有曲率,焊......
AP1000核电厂钢制安全壳（CV）施工过程中与核岛土建、安装深度交叉,对安全、质量和进度影响较大。文章通过对AP1000依托化项目钢制安......
文章通过探讨风险因素识别的范围，选择钢制安全壳模块化施工风险评价模型及其风险评价指标，建立钢制安全壳模块化施工风险因素评价体......
针对国内某核电工程钢制安全壳闸门插入板与简体之间的焊缝产生裂纹的实际情况，重点围绕焊接过程质量控制，焊接热裂纹、冷裂纹、层状......
期刊
提出了自动焊技术在安全壳容器焊接施工中的必要性，阐述了CAP1400核电机组钢制安全壳的制造特点以及相关施工技术要求，分析了SA738 G......
核电站反应堆钢制安全壳是防止反应堆放射性物质进入外界环境的最后一道屏障,对核电站的安全运行至关重要。主要介绍了在不去除焊......
钢制安全壳作为核电站反应堆的重要安全屏障,作用是在反应堆冷却剂失水事故时包容来自堆芯的辐射。与CAP100核电机组相比,CAP1400......
采用自动熔化极气体保护焊（GMAW）对SA738Gr.B钢进行焊接,对比未热处理和热处理两种状态下试件的力学性能。通过显微组织观察、拉伸试......
介绍了SA-738 Gr.B焊接工艺研究所用的工艺评定标准和焊接工艺方法以及焊接材料选择等,然后介绍了工艺试验的目的、试验难点、试样......
能源问题是当今世界面临的重大难题,也是对人类生存与发展的重大考验。目前,人类使用的能源主要有太阳能,化学能,水电能,风能,核能......
海阳核电站1、2号机组是采用先进的第三代压水堆核电AP1000技术的核电机组。AP1000核电站的钢制安全壳(以下简称CV)的作用是,从安......
探讨ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第Ⅰ册NE分卷MC级部件焊后热处理温度范围,模拟焊后热处理的目的意义。结合焊后热处理的预期目......
基于ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NE分卷对焊后热处理的规定,结合CAP1400钢制安全壳结构形式、材质要求,确定需进行焊后热处......
通过对某新型压水堆核电厂钢制安全壳生产工艺的介绍,了解制造过程中易发生、难控制的生产细节。通过有效的质量质控过程,强化产品......
随着我国工业、民生对电能日益增高的要求,核电站也朝着大功率方向发展,而体积扩大后的钢制安全壳能否抵御强震作用,是我们所关注......
钢制安全壳是AP1000核电站的特有设备,既是反应堆厂房的内层屏蔽结构,防止放射性物质向外扩散的屏障,也是整个非能动安全壳冷却系......
核电厂运营前均需要针对安全壳进行一次打压试验,以验证其结构完整性及整体密封性。我国引进的第三代核电技术—AP1000机组采用的......
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本文对AP1000核电站钢制安全壳寿期中的加工制造、存储、吊装及拼装等施工过程中可能导致锈蚀的原因进行了分析,并针对不同施工过......
AP1000核电站钢制安全壳是核岛关键设备,其涂层不仅仅为了防腐,更多的是为了核电站的安全运行.主要介绍了AP1000钢制安全壳及其附......
钢制安全壳是AP1000核电站的第三道安全屏障,也是实现非能动安全功能的换热界面,其表面的涂层是确保实现其功能不可分割的重要组成......
AP1000钢制安全壳作为非能动安全壳冷却系统（PCS）主要的传热界面,其表面涂层必须满足传热性能的相关要求;同时安全壳内部涂层的失效......
本研究采用熔化极气体保护焊(GMAW)对SA738Gr.B钢进行板对接焊,焊接位置为立向上(3G)位置焊接,对比分析手工焊和自动焊两种焊接方......
AP1000堆型核电站为美国西屋电气公司设计的第三代技术核电站,它采用双层安全壳结构,外安全壳为预应力混凝土结构,主要起辐射屏蔽......
钢制安全壳作为APl000与其他三代核电站的重大不同点，是与其非能动冷却设计理念密切相关的。作为非能动冷却系统中的关键物项，钢制安......
钢制安全壳是核电站的第三道安全屏障,其作用是在事故工况下,阻止放射性物质向环境逸散。焊接是钢制安全壳制作安装阶段的重要加工......
期刊
海阳核电采用先进的美国AP1000第三代核电技术，其主要特点为模块化设计和制造，该核电技术的首次应用给运输提出了挑战。文中结合山东......
钢制安全壳是非能动安全压水堆核电站非能动安全壳冷却系统的重要组成部分,是一个带有上下椭圆形封头的独立式圆柱形容器,其大型椭......
我国在浙江三门新建的AP1000核电站机组,第一台在2013年就能并网运行。这将是世界上第一座第三代AP1000核电站,比美国提前了两年半......
AP1000是目前世界上安全性最高的第三代大型压水堆之一,相比于二代压水堆,其重要特征是将预应力混凝土的安全壳改为钢制安全壳,在......
