AP1000核电厂爆破阀研制技术难点分析 被引量：3

1

作者 熊冬庆 卫东 +3 位作者 王闯 赵立彬 邓冬 沈伟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第5期855-859,共5页

爆破阀是AP1000核电厂中的重要设备,也是AP1000核电厂最早进行国产化的设备之一。详细介绍爆破阀在AP1000机组中的运用情况、设计要求及主要特点,结合国内外爆破阀研究情况,总结了爆破阀研制过程中设计和制造的技术难点。通过对各技术... 爆破阀是AP1000核电厂中的重要设备,也是AP1000核电厂最早进行国产化的设备之一。详细介绍爆破阀在AP1000机组中的运用情况、设计要求及主要特点,结合国内外爆破阀研究情况,总结了爆破阀研制过程中设计和制造的技术难点。通过对各技术难点深入剖析,使得研制单位在爆破阀国产化及后续技术改进过程中目标明确,为我国后续核电项目研制出高可靠性的爆破阀产品。 展开更多

关键词 爆破阀 AP1000 国产化

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电磁阀在我国核电厂中的应用及国产化进展 被引量：2

2

作者 熊冬庆 纪永武 +1 位作者 邓冬 李世欣 《控制工程》 CSCD 北大核心 2013年第6期1189-1191,共3页

介绍了电磁阀的工作原理和分类,对电磁阀产品主要的优缺点及适用性进行了阐述,并对电磁阀在我国核电厂的应用情况以及应用前景进行了说明和分析。针对核级电磁阀的国产化情况,对某电磁阀有限责任公司取得核3级电磁阀民用核安全设备设计... 介绍了电磁阀的工作原理和分类,对电磁阀产品主要的优缺点及适用性进行了阐述,并对电磁阀在我国核电厂的应用情况以及应用前景进行了说明和分析。针对核级电磁阀的国产化情况,对某电磁阀有限责任公司取得核3级电磁阀民用核安全设备设计和制造许可证所制作模拟件的相关情况进行了详细的描述,重点介绍了模拟件的结构特点、工作原理、执行标准、主要工艺及工艺评定、技术指标、定试验等方面的内容,该模拟件对于核3级电磁阀具有较好的代表性。基于当前的情况,对核级电磁阀后续国产化的进展及前景进行了展望,并对各相关单位在全面推进电磁阀国产化过程中需发挥的作用提出了建议。 展开更多

关键词 电磁阀 国产化 模拟件 鉴定试验

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阻尼器在核电厂中的应用与制造关键技术探讨 被引量：6

3

作者 熊冬庆 邓冬 +2 位作者 王闯 徐广震 卫东 《核安全》 2014年第2期83-87,76,共6页

介绍了阻尼器在核电厂中的应用和分类,机械阻尼器和液压阻尼器的结构及工作原理,阐述了对核级阻尼器的相关要求,重点探讨了阻尼器制造的关键技术,展望了阻尼器在核电厂中的应用及其国产化前景。

关键词 核电厂 阻尼器 模拟件 鉴定试验

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破前漏(LBB)分析方法在钠冷快堆管道分析中的应用探讨 被引量：3

4

作者 熊冬庆 陆道纲 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第5期9-14,共6页

采用破前漏(LBB)分析方法,对中国实验快堆余热排放系统中间回路进行断裂力学分析。假设在其受力最严重的管段,反应堆运行前已存在一个贯穿裂纹,根据系统寿期内的运行工况,运用J积分撕裂模量汇交方法,求出在综合最恶劣工况(即合成出包络... 采用破前漏(LBB)分析方法,对中国实验快堆余热排放系统中间回路进行断裂力学分析。假设在其受力最严重的管段,反应堆运行前已存在一个贯穿裂纹,根据系统寿期内的运行工况,运用J积分撕裂模量汇交方法,求出在综合最恶劣工况(即合成出包络工况)下裂纹的临界长度;通过Paris公式求出该裂纹在交变载荷作用下的稳定扩展量;利用CASTEM2000程序建立力学模型,分别求出包络工况下寿期末裂纹和临界裂纹的张开面积。结果证明,该管道在其寿期内可能出现的最大裂纹张开面积小于(DT)/4(D为管道直径,T为管壁厚)。 展开更多

关键词 破前漏 中国实验快堆 贯穿裂纹 临界裂纹

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核电厂阻尼器试验台的设计分析

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作者 熊冬庆 石红 +2 位作者 王娅琦 邓天勇 郑向阳 《核安全》 2018年第4期17-23,共7页

核电厂主设备阻尼器综合试验台架为核电厂蒸汽发生器、稳压器、主泵等主设备阻尼器实施动态和静态试验,文章对核电厂主设备阻尼器综合试验台架整体方案设计及主要系统进行了介绍,对执行元件和控制元件两类关键设备进行了详细的计算分析... 核电厂主设备阻尼器综合试验台架为核电厂蒸汽发生器、稳压器、主泵等主设备阻尼器实施动态和静态试验,文章对核电厂主设备阻尼器综合试验台架整体方案设计及主要系统进行了介绍,对执行元件和控制元件两类关键设备进行了详细的计算分析和选型。 展开更多

关键词 阻尼器 执行元件 控制元件 伺服阀

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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

6

作者 李海龙 王庆 +3 位作者 徐宇 熊冬庆 王臣 张跃 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第11期2028-2032,共5页

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... 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。 展开更多

关键词 蒸汽发生器 管板 结构安全性分析

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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

7

作者 孙海涛 王臣 +4 位作者 熊冬庆 王庆 房永刚 张跃 孙造占 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2014年第4期482-487,共6页

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... 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。 展开更多

关键词 压水堆核电站 环境影响疲劳寿命 疲劳设计曲线 环境修正系数

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AP1000锻造主管道接管的焊接及控制 被引量：3

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作者 邓冬 熊冬庆 +2 位作者 郑睿鹏 王臣 黄炳臣 《焊接技术》 北大核心 2014年第10期70-73,共4页

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... 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。 展开更多

关键词 AP1000 主管道 焊接 过程控制

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核电主蒸汽超级管道管段制造工艺及质量控制 被引量：2

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作者 黄炳臣 邓冬 +1 位作者 熊冬庆 石红 《制造技术与机床》 北大核心 2014年第12期137-141,共5页

介绍了核电反应堆主蒸汽超级管道管段制造过程中的主要关键工艺,包括母管的冶炼制造、验收、管嘴的热挤压成型、热处理及最终的机加工,并描述了主蒸汽超级管道管段制造过程中的质量控制。

关键词 二代改进型核电厂 主蒸汽超级管道 热挤压成型 质量控制

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百万千瓦级核电站AP1000锻造主管道的制造工艺及质量控制 被引量：1

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作者 邓冬 熊冬庆 +2 位作者 吕艳新 张发云 黄炳臣 《制造技术与机床》 北大核心 2014年第3期66-68,共3页

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锻造主管道制造的主要关键工艺,包括钢锭的冶炼、管坯的整体锻造、管... 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锻造主管道制造的主要关键工艺,包括钢锭的冶炼、管坯的整体锻造、管道的煨弯成型、热处理及最终机加工,并描述了主管道制造过程中的质量控制。 展开更多

关键词 主管道 整体锻造 煨弯成型 质量控制 核电站

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核电站主蒸汽管道防甩装置焊接防止变形和层状撕裂的措施

11

作者 贺振宇 熊冬庆 +2 位作者 张强升 张发云 邓冬 《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2018年第7期212-214,共3页

由于核电站主蒸汽管道防甩装置的钢结构厚度大,坡口焊接时易产生变形,大厚度板焊接时易发生层状撕裂。从防甩装置的焊接过程等方面,重点阐述了防焊接变形和层状撕裂的控制措施,以保证核电站防甩装置的焊接质量。实践表明上述预防措施具... 由于核电站主蒸汽管道防甩装置的钢结构厚度大,坡口焊接时易产生变形,大厚度板焊接时易发生层状撕裂。从防甩装置的焊接过程等方面,重点阐述了防焊接变形和层状撕裂的控制措施,以保证核电站防甩装置的焊接质量。实践表明上述预防措施具有良好的工程实用价值,研究结果为主蒸汽管道防甩装置的焊接提供了参考和依据。 展开更多

关键词 核电站 防甩装置 变形 层状撕裂

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“华龙一号”(HPR1000)稳压器排放管力学分析及布置优化研究

12

作者 邓冬 赵立彬 +3 位作者 李海涛 宋祖荣 熊冬庆 沈伟 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第4期618-623,共6页

针对RCC M规范要求和工程上现有CPR 1000稳压器排放管存在的振动问题,对HPR1000稳压器进行了力学分析,并对其管道布置进行了优化。采用PIPESTRESS软件对HPR1000稳压器排放管进行建模,对管道所受载荷进行分析,并进行了应力评定;根据其管... 针对RCC M规范要求和工程上现有CPR 1000稳压器排放管存在的振动问题,对HPR1000稳压器进行了力学分析,并对其管道布置进行了优化。采用PIPESTRESS软件对HPR1000稳压器排放管进行建模,对管道所受载荷进行分析,并进行了应力评定;根据其管道布置的特点,对其振动特性进行分析。分析结果表明:管道满足RCC M规范要求;确定了稳压器排放管的振动动载荷响应最大的位置;优化并提出了HPR1000稳压器排放管布置改进方案,解决了其振动问题。 展开更多

关键词 排放管 稳压器 应力分析 振动

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核电厂1E级安全壳内电动机鉴定试验相关问题的探讨

13

作者 李世欣 王娅琦 +2 位作者 郑睿鹏 向恒 熊冬庆 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2018年第6期1020-1024,共5页

核电厂1E级安全壳内用电动机作为在正常工况下和设计基准事件期间及之后向核电厂安全系统设备提供动力的重要设备之一,必须按照相关的标准制定鉴定大纲和程序,进行鉴定试验。对1E级安全壳内电动机的鉴定过程和鉴定文件进行审查是核安全... 核电厂1E级安全壳内用电动机作为在正常工况下和设计基准事件期间及之后向核电厂安全系统设备提供动力的重要设备之一,必须按照相关的标准制定鉴定大纲和程序,进行鉴定试验。对1E级安全壳内电动机的鉴定过程和鉴定文件进行审查是核安全设备审查的重要内容之一。本文结合实际审评经验,探讨了电动机的加速热老化试验和LOCA试验中相关问题,提出了审评者的观点。 展开更多

关键词 核安全 电动机 鉴定试验 老化试验 LOCA试验

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核电厂用860 t阻尼器试验台架性能设计分析与仿真

14

作者 邓冬 熊冬庆 +2 位作者 邓天勇 詹佳硕 郑向阳 《中国工程机械学报》 北大核心 2018年第4期361-365,共5页

核电厂用860t阻尼器综合试验台架主要为核电站主设备(蒸汽发生器、稳压器和主泵)用大型阻尼器实施动态和静态试验.通过对位置伺服系统和力伺服系统的特性进行分析,并对力伺服系统进行AMESim仿真,验证伺服系统设计能够满足试验台架的性... 核电厂用860t阻尼器综合试验台架主要为核电站主设备(蒸汽发生器、稳压器和主泵)用大型阻尼器实施动态和静态试验.通过对位置伺服系统和力伺服系统的特性进行分析,并对力伺服系统进行AMESim仿真,验证伺服系统设计能够满足试验台架的性能要求. 展开更多

关键词 阻尼器 位置伺服系统 力伺服系统 AMESIM仿真

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核级碳钢小径薄壁管冷弯拉伸试验不合格原因分析与质量控制措施

15

作者 贺振宇 张强升 +2 位作者 张发云 熊冬庆 邓冬 《核安全》 2018年第1期83-86,共4页

小径薄壁管冷弯后拉伸试验不合格。通过对该试验数据的原因分析,包括原材料、冷弯工艺、试样厚度和形状、测量方法及试样加工工艺等方面,最终确定拉伸试验数据不合格的原因,并对弯管进行重新拉伸试验,进一步采取质量控制措施,保证了拉... 小径薄壁管冷弯后拉伸试验不合格。通过对该试验数据的原因分析,包括原材料、冷弯工艺、试样厚度和形状、测量方法及试样加工工艺等方面,最终确定拉伸试验数据不合格的原因,并对弯管进行重新拉伸试验,进一步采取质量控制措施,保证了拉伸试验达到合格标准要求。 展开更多

关键词 小径试验 原因分析 质量控制措施

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高温气冷堆压力容器内壁浅表性缺陷检验规则的探讨

16

作者 贺振宇 张发云 +1 位作者 邓冬 熊冬庆 《核安全》 2018年第2期38-42,共5页

通过分析高温气冷堆反应堆压力容器内壁非开口浅表性缺陷易漏检的原因、对比设计文件及检验和验收标准中的检验规则的不同处,制定防止漏检的措施并进行有效的验证,验证发现核1级厚板超声波检验除标准要求的直射法检验外,需增加斜射法检... 通过分析高温气冷堆反应堆压力容器内壁非开口浅表性缺陷易漏检的原因、对比设计文件及检验和验收标准中的检验规则的不同处,制定防止漏检的措施并进行有效的验证,验证发现核1级厚板超声波检验除标准要求的直射法检验外,需增加斜射法检验才能达到良好的检验效果。 展开更多

关键词 高温气冷堆反应堆 压力容器 浅表性缺陷 检验规则

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低温球阀密封结构分析与运动仿真

17

作者 王建新 熊冬庆 +1 位作者 高峰峰 吴斌 《阀门》 2016年第5期11-13,共3页

分析了低温球阀的密封原理,介绍了球阀的各部件三维实体模型与装配体,论述了机构运动仿真模拟检测密封部位的干涉情况。

关键词 低温球阀 工作原理分析 运动仿真 密封

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浅谈核电厂用电磁阀 被引量：1

18

作者 纪永武 熊冬庆 《自动化仪表》 CAS 北大核心 2013年第6期66-69,73,共5页

安全是核电发展的关键。核电仪表和控制系统是核电站的"神经系统",对核电站整体工艺流程能够正常、高效、安全地运行起着不可替代的重要作用。电磁阀在核电厂应用广泛,根据服务场合、控制介质和电气安全等级,对核电厂用电磁... 安全是核电发展的关键。核电仪表和控制系统是核电站的"神经系统",对核电站整体工艺流程能够正常、高效、安全地运行起着不可替代的重要作用。电磁阀在核电厂应用广泛,根据服务场合、控制介质和电气安全等级,对核电厂用电磁阀进行了分类,并介绍了核电厂用电磁阀设计制造的要求。以安全1级工艺管路用电磁阀为例,详细阐述了核电厂用电磁阀的设计制造要求和鉴定试验要求。核电厂用电磁阀有其特殊的要求,应严格按照其特殊要求进行设计制造,保证核电厂安全运营。 展开更多

关键词 安全 仪控系统 核电厂 电磁阀 标准规范 设计制造 安全等级

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核电站主给水调节阀司太立合金堆焊开裂原因分析及控制 被引量：4

19

作者 赵立彬 胡安中 +2 位作者 石红 张跃 熊冬庆 《电焊机》 2019年第4期271-273,共3页

主给水调节阀是核电站中非常重要的核级调节阀,为增加其密封面的耐磨性,需要在阀门密封面上堆焊司太立硬质合金。等离子堆焊具有易实现自动化、生产效率高、劳动强度低、焊缝稀释率低等优点,可显著提高堆焊生产效率和质量。分析主给水... 主给水调节阀是核电站中非常重要的核级调节阀,为增加其密封面的耐磨性,需要在阀门密封面上堆焊司太立硬质合金。等离子堆焊具有易实现自动化、生产效率高、劳动强度低、焊缝稀释率低等优点,可显著提高堆焊生产效率和质量。分析主给水调节阀套筒司太立堆焊开裂原因,提出司太立堆焊质量的控制措施,为国内阀门制造厂堆焊硬质合金提供借鉴。 展开更多

关键词 司太立合金 套筒 堆焊 裂纹

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核电厂主蒸汽隔离阀研制难点分析 被引量：9

20

作者 熊冬庆 贺振宇 +1 位作者 李世欣 石红 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第3期138-142,共5页

以我国百万千万级压水堆核电机组主蒸汽隔离阀为例,对主蒸汽隔离阀的设计要求与结构特点进行了详细的介绍,结合主蒸汽隔离阀的国产化研制现状,对该设备技术难点和研制过程中应重点关注的问题,如阀门设计计算、阀门执行机构的选用、原材... 以我国百万千万级压水堆核电机组主蒸汽隔离阀为例,对主蒸汽隔离阀的设计要求与结构特点进行了详细的介绍,结合主蒸汽隔离阀的国产化研制现状,对该设备技术难点和研制过程中应重点关注的问题,如阀门设计计算、阀门执行机构的选用、原材料的质量保证、阀门密封性能、样机的鉴定等方面进行分析,相关内容在主蒸汽隔离阀的国产化过程中均得到了验证。 展开更多

关键词 主蒸汽隔离阀 气液联动 鉴定试验 国产化

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