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张敬才

作品数:20 被引量:37H指数:4
供职机构:中国核动力研究设计院更多>>
相关领域:核科学技术电气工程理学一般工业技术更多>>

文献类型

  • 10篇期刊文章
  • 7篇会议论文
  • 1篇标准

领域

  • 12篇核科学技术
  • 4篇电气工程
  • 1篇经济管理
  • 1篇机械工程
  • 1篇一般工业技术
  • 1篇理学

主题

  • 9篇核电
  • 9篇反应堆
  • 5篇压力容器
  • 5篇压水堆
  • 5篇水堆
  • 4篇国产化
  • 4篇核反应
  • 4篇核反应堆
  • 4篇反应堆压力容...
  • 3篇压水堆核电厂
  • 3篇秦山核电
  • 3篇秦山核电二期...
  • 3篇核电厂
  • 3篇核电设备
  • 2篇大型锻件
  • 2篇电站
  • 2篇锻件
  • 2篇堆内
  • 2篇堆内构件
  • 2篇压力容器制造

机构

  • 18篇中国核动力研...

作者

  • 18篇张敬才
  • 4篇钟元章
  • 4篇米小琴
  • 4篇罗英
  • 3篇魏亚东
  • 3篇曹锐
  • 1篇周跃民
  • 1篇关建维
  • 1篇吕继新
  • 1篇杨杰
  • 1篇何大明
  • 1篇臧峰刚
  • 1篇陈骏
  • 1篇甘建衡
  • 1篇胡永陶
  • 1篇赵山
  • 1篇朱正清
  • 1篇刘宏斌
  • 1篇喻丹萍
  • 1篇张成章

传媒

  • 7篇核动力工程
  • 2篇中国核电
  • 1篇东方电气评论
  • 1篇2007年中...
  • 1篇第十三届全国...
  • 1篇中国核能行业...
  • 1篇中国核学会核...
  • 1篇中国电机工程...

年份

  • 1篇2016
  • 1篇2013
  • 1篇2010
  • 2篇2009
  • 2篇2008
  • 3篇2007
  • 1篇2006
  • 2篇2004
  • 3篇2003
  • 1篇2001
  • 1篇1996
20 条 记 录,以下是 1-10
排序方式:
NRC-RG1.99-2中LWR-RPV辐照脆化效应预计公式讨论被引量:1
2009年
以关注轻水反应堆压力容器(LWR-RPV)寿命为焦点,着重探讨了NRC-RG1.99-2中辐照脆化预计公式应用的局限性和不保守性;并建议对目前新建造的LWR-RPV的辐照脆化预计由新的公式取代或修改NRC-RG1.99-2中的公式。
张敬才
关键词:辐照脆化
秦山核电二期工程反应堆压力容器管座焊缝设计和制造
秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)设计有三种类型的管座,本文重点描述了RPV顶盖与CRDM管座的焊接设计要求,如何正确选择焊接材料,母材对镍基合金焊缝的影响、介绍了焊接工艺控制热裂纹的措施和异种钢焊接变形的控制措施...
罗英米小琴魏亚东钟元章曹锐张敬才
关键词:核反应堆压力容器
文献传递
核电设备国产化现状及启示被引量:5
2001年
就中国核电政策和世界核电发展趋势,阐述了我国核电设备国产化面临的发展机遇和严峻挑战,概述了我国核电设备国产化现状、制约因素及建议采取的对策。
张敬才
关键词:核电设备国产化压水堆核电站
核电设备国产化中的标准体系建设问题被引量:5
2004年
法国核电标准体系包括法令法规、基本安全导则(RFS)、RCC系列技术标准及技术文件。RCC标准覆盖了整个核电厂的设计和建造。基本上是一个封闭式标准体系。秦山核电二期工程采用的设计和建造标准是RCC系列标准,其核岛机械设备的设计和建造规则是RCC-M。我国核电主管部门应该深入研究核电国产化过程中核电标准的相关问题,清楚地了解我国核电标准体系现状;根据ASMEB&PVC和RCC系列标准及我国核电建设的实践,开展编制严谨好操作的国际先进的我国核电技术系列标准工作;根据经验反馈、技术进步、法规修改、安全部门要求等适时进行修改。
张敬才周跃民
关键词:核电设备国产化
秦山二期工程反应堆堆内构件流致振动现场实测
描述了秦山二期核电站1#反应堆堆内构件在热态功能试验(HFT)期间进行流致振动现场实测的主要内容.该项工作是高温高压下的实际测量,为工程设计验证提供了可靠的试验数据,为核安全审评提供了重要依据,并使国内流致振动试验研究达...
喻丹萍张敬才杨杰胡永陶
关键词:堆内构件流致振动反应堆
文献传递
反应堆压力容器制造中的无损检测技术
论述了多种无损检测技术在秦山二期1<'#>和2<'#>机组核反应堆压力容器生产中的应用,以及对锻件、焊缝进行无损检测的方法与注意事项。
罗英米小琴魏亚东钟元章曹锐张敬才
关键词:核反应堆压力容器无损检测
文献传递
压水堆核电厂核岛机械设备设计规范
本规范规定了压水堆核电厂核岛机械设备设计规则,适用于压水堆核电厂核岛机械设计。 本规范包括九篇: A篇为总论,A篇规定了使用本规范的总则; B篇为1级设备; C篇为2级设备; D篇为3级设备; E篇为小型设备; G篇为堆...
张敬才陈骏赵山蒲小芬甘建衡刘宏斌黄诚铭刘纯一张延龄张庆春王滨凌全佩武卫东关建维张成章张振亚吕继新邵军朱正清邓秀萍邓秀萍
关键词:机械系统核反应堆核电站
文献传递
压力容器水压试验压力及其利弊分析被引量:5
2016年
对现行压力容器规范规定的压力容器水压试验的压力、利弊等进行讨论,指出水压试验压力约为塑性失稳压力的40%~45%,其应力准则允许的压力约为塑性失稳力的50%~75%;水压试验是压力容器检漏、强度验证的一种实用有效的试验方法和检查技术;水压试验可以改善和提高压力容器承载能力,减小破坏可能性;在役水压试验可以确定可能存在的最大缺陷或最大承受的压力,为后续安全运行和分析提供依据和数据,但压力不宜超过首次强度水压试验压力;对超载和温态预应力水压试验以及水压试验有害作用应进一步开展科研。
张敬才胡幼明
关键词:压力容器
秦山核电二期工程反应堆压力容器及其寿命预计被引量:4
2003年
介绍了秦山核电二期工程反应堆压力容器(RPV)的设计思想和背景;说明了RPV产品的基本特征;按照NRC-RG1.99(Rev2)规定给出了快中子(E>1Mev)辐照损伤计算结果;并对RPV的使用寿命进行了计算,结果表明,在堆芯核设计和燃料管理不作任何优化时,其预计寿命依然能够达到60年。
张敬才
关键词:辐照损伤使用寿命
压水堆核电厂核岛主设备国产化关注点——大型锻件被引量:3
2009年
以核岛RPV和SG用低合金钢大型锻件为对象,分析了其重要性、供需、成熟性,以及法国20世纪七八十年代规模化发展核电的经验,力挺以进一步深入科研、集中、标准化的做法,加速提升国产大型锻件的供货能力。
张敬才
关键词:核电厂大型锻件
共2页<12>
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