您的位置： 专家智库 > >

王臣

作品数：16 被引量：54H指数：5
供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>
发文基金：大型先进压水堆核电站重大专项更多>>
相关领域：核科学技术金属学及工艺电气工程更多>>

合作作者

文献类型

  • 13篇期刊文章
  • 2篇专利
  • 1篇会议论文

领域

  • 10篇核科学技术
  • 3篇金属学及工艺
  • 2篇电气工程

主题

  • 7篇核电
  • 5篇水堆
  • 4篇电站
  • 4篇压水堆
  • 4篇压水堆核电站
  • 4篇核电站
  • 3篇冷却剂
  • 3篇AP1000
  • 2篇电厂
  • 2篇应力腐蚀
  • 2篇在役检查
  • 2篇腔体
  • 2篇可变形
  • 2篇环境影响
  • 2篇工作介质
  • 2篇核电厂
  • 2篇阀体
  • 2篇反应堆
  • 2篇安全阀
  • 2篇奥氏体

机构

  • 16篇中华人民共和...
  • 1篇中国科学院

作者

  • 16篇王臣
  • 9篇孙海涛
  • 6篇房永刚
  • 6篇孙造占
  • 6篇凌礼恭
  • 5篇王庆
  • 5篇初起宝
  • 5篇张跃
  • 5篇贾盼盼
  • 5篇盛朝阳
  • 5篇高晨
  • 4篇马若群
  • 3篇李海龙
  • 3篇熊冬庆
  • 3篇路燕
  • 2篇邓冬
  • 2篇刘鹏
  • 2篇徐宇
  • 1篇郑睿鹏
  • 1篇黄炳臣

传媒

  • 3篇原子能科学技...
  • 2篇核动力工程
  • 2篇核科学与工程
  • 2篇核安全
  • 1篇焊接
  • 1篇核技术
  • 1篇焊接技术
  • 1篇腐蚀科学与防...

年份

  • 1篇2019
  • 1篇2018
  • 2篇2016
  • 5篇2015
  • 5篇2014
  • 2篇2013
共 16 条 记 录，以下是 1-10
全选 清除 导出
排序方式：
冷却剂环境加速疲劳的分析与评价方法
反应堆压力边界的核一级部件在设计中要求进行疲劳分析。当前国际上的研究结果表明,目前分析中使用的规范疲劳设计曲线在考虑冷却剂环境条件下并不保守,并引起了各国核电监管机构对此的广泛关注。文中介绍了各主要核电国家对冷却剂环境加...
房永刚王庆初起宝王臣
关键词：反应堆
文献传递
压水堆核电站冷却剂环境对核设备材料疲劳寿命的影响被引量：5
2014年
介绍了压水堆核电站冷却剂环境影响疲劳寿命问题,包括环境影响疲劳寿命问题的背景和发展、影响一回路主设备材料疲劳寿命的主要因素和机理、环境影响疲劳寿命的主要评价方法和环境修正系数的使用,并对国内核电站环境影响疲劳寿命问题的解决提出了建议。
孙海涛王臣熊冬庆王庆房永刚张跃孙造占
关键词：压水堆核电站
应变幅对国产锻造奥氏体不锈钢环境疲劳寿命影响的试验研究被引量：3
2016年
为验证模拟压水堆核电站冷却剂服役环境对国产锻造主管道用奥氏体不锈钢疲劳寿命的影响,采用高温高压循环水疲劳测试系统对从产品锻件取样加工后的标准试样进行了低周疲劳试验,分析了试验数据与美国机械工程师学会(American Society of Mechanical Engineers,ASME)规范平均/设计疲劳曲线的关系,获得了应变幅对奥氏体不锈钢环境疲劳寿命的影响规律,并初步评价了ASME规范设计疲劳曲线和环境疲劳修正系数的适合性。
孙海涛吕爱林付强凌礼恭贾盼盼王臣孙造占吴欣强
关键词：奥氏体不锈钢
国内压水堆核电站设备材料应力腐蚀问题及安全管理被引量：11
2016年
介绍了压水堆核电站机械设备材料(包括奥氏体不锈钢和镍基合金)应力腐蚀问题的国际及国内研究和工程现状,在分析国内压水堆核电站设备材料失效案例的基础上,对国内核电站设备材料应力腐蚀的预防、缓解和处理提出了建议。
孙海涛凌礼恭吕云鹤盛朝阳高晨王臣马若群张新贾盼盼
关键词：应力腐蚀压水堆核电站奥氏体不锈钢镍基合金
蒸汽发生器管板孔桥超差情况下的结构安全性分析被引量：6
2014年
蒸汽发生器制造过程中对管板进行深孔钻时,发生管板孔桥超差。管板二次侧的3个管孔C165-R59、C167-R59、C168-R58不能满足设计要求,管板一次侧的这些管孔满足设计要求。针对该不符合项,核审评单位联合蒸汽发生器制造单位和设计单位,从管板的强度、管板孔桥超差不符合项对流致振动的影响、堵管后的传热管应力分析、传热管堵管的压差对孔桥强度的影响、孔桥超差导致的传热管接触磨损等角度进行了结构安全性分析。分析结果表明,目前的堵管方案合理可行,但需加强在役阶段的跟踪检查,以保证修复的可靠性和质量。
李海龙王庆徐宇熊冬庆王臣张跃
关键词：蒸汽发生器管板
核电厂辅助给水系统水箱抗震分析研究被引量：4
2015年
本文针对成熟M310堆型核电厂储液容器辅助给水系统(ASG)水箱,根据ASCE 4—98,采用基于壳模型的有限元法以及两种不同的地震输入,完成了抗震分析,并依据RCC-M规范J篇进行了地震屈曲评价。结果表明,ASG水箱原设计存在一定的地震屈曲风险。在此基础上本文对ASG水箱的结构设计分析给出了建议。
文静路燕徐宇李海龙王臣房永刚初起宝王庆
关键词：壳模型
AP1000锻造主管道接管的焊接及控制被引量：3
2014年
主管道是连接核岛反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、稳压器和蒸汽发生器的关键设备,被称作核电站的"主动脉",是压水堆核电站核岛主设备之一。介绍了AP1000锻造主管道接管焊接的主要工艺,包括母材、焊材及焊接的实施,并描述了接管焊接的过程控制。
邓冬熊冬庆郑睿鹏王臣黄炳臣
关键词：AP1000主管道过程控制
安全阀触发装置
本发明提供了一种安全阀触发装置。安全阀触发装置包括：第一腔体，一端与阀体入口端工作介质连通；第二腔体，一端与第一腔体另一端密闭连接，另一端与阀体出口端连通；可变形部件，位于第一腔体与第二腔体之间，且阻绝工作介质从第一腔体...
孙造占马若群王臣路燕初起宝刘鹏房永刚凌礼恭
轻水堆冷却剂环境对核一级部件疲劳寿命影响的分析与评价方法被引量：3
2013年
反应堆压力边界的核一级部件在设计中要求进行疲劳分析。当前国际上的研究结果表明,目前分析中使用的规范疲劳设计曲线在考虑冷却剂环境条件下并不保守,并引起了各国核电监管机构对此的广泛关注。文中介绍了各主要核电国家对冷却剂环境疲劳的研究情况,讨论了NRC关于冷却剂环境的疲劳分析方法以及ASME规范的后续进展。针对考虑环境疲劳后可能带来的一系列问题,提出了建议的解决方法。
房永刚王庆初起宝张跃孙造占王臣
关键词：反应堆
AP1000与EPR机组在役检查的差异性比较与分析
2015年
定期对核电厂实施在役检查是保障核电厂安全运行的重要手段之一。本文通过对国内第三代核电机组适用的在役检查相关法规标准的解读,结合AP1000机组与EPR机组的机械设备核心设备的各自设计特点,分析比较两者包括检查项目、在役检查周期和验收标准等在役检查活动的差异性,并对两者的在役检查活动提出改进建议。
王臣孙海涛盛朝阳高晨
关键词：AP1000EPR在役检查
全选 清除 导出
共2页<12>
聚类工具0