刘蔚伟
- 作品数：21 被引量：14H指数：2
- 供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
- 相关领域：金属学及工艺核科学技术文化科学自动化与计算机技术更多>>
- 高温高压超临界二氧化碳流动加速腐蚀试验系统及方法
- 本发明公开了高温高压超临界二氧化碳流动加速腐蚀试验系统及方法，所述试验系统包括闭合循环回路和供气系统；所述闭合循环回路包括通过管道连接的脉冲阻尼器、二氧化碳质量流量计、电动调节阀V6、加热装置、高温高压反应釜和冷却器，所...
- 黄彦平王家贞姜峨邱添卓文彬马韦刚刘生晖刘蔚伟
- 一种用于液态铅或液态铅铋合金的腐蚀试验装置及方法
- 本发明公开了一种用于液态铅或液态铅铋合金的腐蚀试验装置及方法，所述装置包括箱体，所述箱体上设置有手套箱，还包括固定于手套箱底板上的法兰；还包括试验段本体；还包括固定装置及密封装置；还包括封头、压盖及支撑棒；还包括设置在手...
- 银朝晖赵永福李朋洲姜峨卓文彬刘蔚伟王家贞唐敏丛山秀
- 一种高温高压超临界二氧化碳慢应变速率拉伸试验系统
- 本发明公开了一种高温高压超临界二氧化碳慢应变速率拉伸试验系统，反应釜设置慢应变速率拉伸机，慢应变速率拉伸机和反应釜之间设置压力平衡机构，压力平衡机构与慢应变速率拉伸机和反应釜内部连接。本发明能在不同拉伸速率、加载应力以及...
- 王家贞刘蔚伟黄彦平姜峨邱添温菊花赵永福
- 一种高温高压超临界二氧化碳均匀腐蚀试验系统
- 本发明公开了一种高温高压超临界二氧化碳均匀腐蚀试验系统，包括依次连通的二氧化碳源、预热装置、反应装置、冷凝装置和排气装置，所述冷凝装置连通有循环冷却系统，冷凝装置和排气装置之间设置有取样分析系统，且取样分析系统与冷凝装置...
- 王家贞刘蔚伟黄彦平姜峨邱添温菊花赵永福
- 高温高压超临界二氧化碳流动加速腐蚀试验系统及方法
- 本发明公开了高温高压超临界二氧化碳流动加速腐蚀试验系统及方法，所述试验系统包括闭合循环回路和供气系统；所述闭合循环回路包括通过管道连接的脉冲阻尼器、二氧化碳质量流量计、电动调节阀V6、加热装置、高温高压反应釜和冷却器，所...
- 黄彦平王家贞姜峨邱添卓文彬马韦刚刘生晖刘蔚伟
- 一种二氧化碳消弭剂消弭性能测试系统及测试方法
- 本发明涉及有毒、有害气体吸收技术领域，具体涉及一种二氧化碳消弭剂消弭性能测试系统及测试方法，包括二氧化碳源、与二氧化碳源连通的第一气体循环流路，第一气体循环流路包括依次连通的容器、二氧化碳消弭单元、干燥器、过滤器、风机，...
- 刘蔚伟马韦刚黄彦平姜峨伍康华杨鸿
- 一种用于液态铅或液态铅铋合金的腐蚀试验装置及方法
- 本发明公开了一种用于液态铅或液态铅铋合金的腐蚀试验装置及方法，所述装置包括箱体，所述箱体上设置有手套箱，还包括固定于手套箱底板上的法兰，还包括试验段本体；还包括固定装置及密封装置；还包括封头、压盖及支撑棒；还包括设置在手...
- 银朝晖赵永福李朋洲姜峨卓文彬刘蔚伟王家贞唐敏丛山秀
- 一种高温高压超临界二氧化碳慢应变速率拉伸试验系统
- 本发明公开了一种高温高压超临界二氧化碳慢应变速率拉伸试验系统，反应釜设置慢应变速率拉伸机，慢应变速率拉伸机和反应釜之间设置压力平衡机构，压力平衡机构与慢应变速率拉伸机和反应釜内部连接。本发明能在不同拉伸速率、加载应力以及...
- 王家贞刘蔚伟黄彦平姜峨邱添温菊花赵永福
- 超临界二氧化碳核能动力转换系统关键材料腐蚀行为研究被引量：8
- 2021年
- 本文研究了4种超临界二氧化碳核能动力转换系统关键高温部件候选材料在650℃、20 MPa超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,利用扫描电子显微镜、X射线能谱仪、X射线衍射仪和辉光放电光谱仪分析了氧化膜微观形貌、组织结构和成分分布。结果表明:奥氏体不锈钢310S及316NG、铁镍基合金Incoloy-800H、镍基合金Inconel-625三类材料在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中均表现出良好的耐腐蚀性能,腐蚀动力学遵循抛物线规律;Cr、Ni含量的增加可提高材料耐腐蚀性能,310S、Incoloy-800H和Inconel-625耐腐蚀性能优于316NG;310S和316NG在超临界二氧化碳环境中存在渗碳行为,材料渗碳现象可能会加速材料的腐蚀并影响其力学性能。本研究评价了不同候选材料与超临界二氧化碳的相容性,为超临界二氧化碳核能动力转换系统关键部件材料性能的评估及应用提供了关键性实验数据支撑。
- 刘蔚伟杨鸿姜峨黄彦平张根龚宾赵永福马韦刚
- 关键词：超临界二氧化碳渗碳
- 核电厂长期冷却阶段燃料组件表面化学产物沉积分析
- 2020年
- 核电厂失水事故后长期冷却阶段,化学产物可能在堆芯燃料棒表面析出,增加燃料组件表面沉积的碎片量,导致堆芯流道堵塞、包壳温度升高等问题,影响应急堆芯冷却系统长期冷却再循环能力。根据核电厂失水事故后安全壳内材料特定的溶解特性及国际通用的堆内下游效应分析方法,开展核电厂长期冷却阶段潜在的化学产物在堆芯燃料组件表面的析出特性分析。结果表明,失水事故后核电厂安全壳内材料会释放铝、硅、钙等元素并在燃料组件表面析出硅酸铝钠和硼酸钙沉淀,硅酸铝钠和硼酸钙在长期冷却阶段的最大沉积厚度分别为0.0124mm和0.0518mm,化学产物在燃料组件表面的沉积在核电厂堆芯长期冷却性能评估中应予以考虑。
- 刘蔚伟夏小娇唐敏马韦刚姜峨汪清沛杨鸿
- 关键词：核电厂
