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曹昱澎: 作品数：17 被引量：26H指数：3; 供职机构：上海核工程研究设计院更多>>; 发文基金：国家高技术研究发展计划国家自然科学基金“十一五”国家科技支撑计划更多>>; 相关领域：金属学及工艺一般工业技术化学工程机械工程更多>>

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一种利用低温环境下紧凑拉伸试样的断裂韧性测试装置进行断裂韧性测试的方法: 本发明提供一种低温环境下紧凑拉伸试样的断裂韧性测试装置及方法，该装置包括容纳有低温液体介质的保温容器，试样浸泡在低温液体介质中且具有水平朝向的裂纹嘴；与试样相连且分别位于裂纹嘴两侧的上、下夹具，它们分别与拉伸试验机的上、...; 曹昱澎惠虎王佳欢李培宁贺寅彪李辉崔庆丰; 文献传递

大口径金属薄壁管断裂韧性试验方法及系统: 本发明属于金属材料断裂性能试验技术领域，提供了一种大口径金属薄壁管断裂韧性试验方法及系统，本发明中在获取大口径金属薄壁管的裂纹曲面试样的载荷‑位移曲线，以及裂纹曲面试样断面的初始裂纹长度和终止裂纹长度的基础上，首先，通过...; 曹昱澎赵冠楠包陈贺寅彪颜妍李晨杨义忠艾卫江王永东郁光廷周宣高亚龙

低温环境下紧凑拉伸试样的断裂韧性测试装置及方法: 本发明提供一种低温环境下紧凑拉伸试样的断裂韧性测试装置及方法，该装置包括容纳有低温液体介质的保温容器，试样浸泡在低温液体介质中且具有水平朝向的裂纹嘴；与试样相连且分别位于裂纹嘴两侧的上、下夹具，它们分别与拉伸试验机的上、...; 曹昱澎惠虎王佳欢李培宁贺寅彪李辉崔庆丰

利用Master Curve方法研究16MnR钢韧脆转变区断裂韧性: 本文在韧脆转变温度区对16MnR进行了拉伸性能，夏比V形缺口冲击试验和断裂韧性测试，基于Master Curve方法分别用单温度和多温度法计算得到了16MnR钢在韧脆转变区断裂韧性随温度变化曲线，并比较了断裂韧性韧脆转变...; 曹昱澎惠虎轩福贞李培宁王仙河; 关键词：韧脆转变; 文献传递

厚壁反应堆压力容器中裂纹启裂、止裂与撕裂评定研究进展: 2023年; 针对厚壁反应堆压力容器(RPV)辐照脆化后的含缺陷结构完整性评定(简称“评定”)是核电厂长寿期运行安全论证中的关键技术难点,综述了国际上在厚壁含缺陷RPV堆芯筒体段断裂测试分析的研究成果,并结合国际原子能机构和笔者团队相关的数值研究成果,论述了典型事故瞬态下RPV堆芯筒体段裂纹的启裂、止裂与撕裂性能,认为事故工况下,RPV中浅裂纹具有良好的止裂特性,基于开发的瞬态参数在线监测的评定技术,提出了基于瞬态参数在线监测的RPV辐照脆化断裂评定的方法。所探讨的评定技术对论证RPV长寿期安全运行特性具有参考价值。; 陈明亚曹昱澎曹昱澎贺寅彪余伟炜余伟炜彭群家赵万祥; 关键词：反应堆压力容器辐照脆化止裂

用RT_(T_0)取代RT_(NDT)分析国产某核压力容器压力-温度限值曲线的效益被引量：2: 2014年; ASME规范和美国联邦法规规定了核反应堆压力容器(Reactor pressure vessel,RPV)在正常启、停堆过程中及水压试验时的压力和温度限值,2013年版ASME规范直接纳入了Code Case N-629,即同时接受了RTT0和RTNDT两种参考温度表征的材料断裂韧性KIc下包络线。本文对比分析采用KIR-RTNDT、KIc-RTNDT和KIc-RTT0三种断裂韧性取值方法所确定的压力-温度限值曲线(P-T曲线),以国产某台RPV为研究对象,计算了在40年设计寿期末和延寿期的P-T曲线。结果表明三者差别很大,基于KIc-RTT0下包络线拓宽了P-T运行窗口,甚至无需担心该容器在启停堆过程中会发生脆断,KIc-RTNDT曲线的计算结果偏保守,而由KIR-RTNDT给出的结果过于保守。研究结果为该电站的运行和延寿的可能性提供了支持。; 曹昱澎贺寅彪惠虎李辉轩福贞; 关键词：反应堆压力容器 ASTM

基于Beremin模型的材料脆性断裂评定参量的标定方法: 本发明公开了一种压力容器材料的脆性断裂评定参量的标定方法，具体来说是一种基于Beremin模型的脆性断裂评定参量标定方法。本发明通过选取至少两种具有不同拘束度的试样，利用每种试样的断裂韧性试验数据，分别计算得到每种试样在...; 轩福贞曹昱澎惠虎李培宁王国珍

基于小尺寸试样的主曲线参考温度T_0的确定方法被引量：6: 2011年; 采用16MnR钢进行了标准1英寸,0.5英寸和预制裂纹的夏比尺寸三点弯试样的断裂韧性试验,得到了试样尺寸对主曲线参考温度T0的影响。发现0.5英寸试样在满足ASTM E1921标准的情况下,所确定的T0明显低于标准1英寸试样确定的T0,表明ASTM E1921限定试样变形极限的M值不够保守,且夏比尺寸试样无法计算T0。提出了Beremin模型的拘束度修正,经过修正大幅缩小了小尺寸试样确定的T0与1英寸试样确定的T0之间的差异。; 曹昱澎惠虎轩福贞; 关键词：主曲线拘束度韧脆转变

一种核电站反应堆压力容器的在役缺陷安全评价方法及系统: 本发明提出了一种核电站反应堆压力容器的在役缺陷安全评价方法及系统，基于缺陷位置分别进行评估，结合有限元分析模型以及缺陷所处的实际运行环境对缺陷的扩展量进行预测，并结合反应堆压力容器辐照老化程度，综合性对反应堆压力容器进行...; 沈睿牛波曹昱澎陶宏新薛国宏刘润发朱宇平

基于主曲线方法确定2.25Cr-1Mo钢韧脆转变区的断裂韧度被引量：2: 2015年; 针对运行了20万h的加氢反应器接管弯头材料2.25Cr-1Mo钢,测试了其低温拉伸性能、夏比V型缺口冲击功及断裂韧性;在此基础上,得到了其主曲线的参考温度,通过进一步预测得到了该钢在整个韧脆转变区的断裂韧度分布。结果表明:2.25Cr-1Mo钢主曲线的参考温度为-154℃;经过20万h的运行,该钢仍具有充足的韧性;验证了主曲线方法对非核电用2.25Cr-1Mo钢的适用性。; 惠虎王佳欢王仙河曹昱澎杨帆; 关键词：2.25CR-1MO钢主曲线断裂韧性