核电压力容器相关论文
核电大锻件设计、制造中暴露下述问题: (1)部分取样位置的性能不能表征锻件本体的可靠性。(2)核电大锻件设计趋向一体化、超大型化,......
为研究保温温度和保温时间对SA508Gr.4N钢奥氏体晶粒长大行为的影响,利用光学显微镜和高温激光共聚焦显微镜研究了该钢在保温温度......
核电压力容器作为核电站的重要部件,服役时面临高温、高压、腐蚀介质以及中子辐照等恶劣条件,需要很高的综合性能.为了提高其服役......
研究了核电压力容器用钢SA533B显微组织的变化对其力学性能的影响,尤其对韧性的影响。显微分析结果表明,该钢板的组织主要为粒状贝......
应用MT S809拉-扭电液伺服材料试验机,配备自行设计制作的电阻加热炉,实现了热棘轮效应模拟试验,并建立了相应的方法.结果表明,该......
核电压力容器的焊接生产管理即从压力容器单个锻件堆焊开始,一直到无损检验合格的过程管理,属于全程的技术准备、生产管控、质量控......
应用MTS809拉-扭电液伺服材料试验机,配备自行设计制作的电阻加热炉,实现了热棘轮效应模拟试验,并建立了相应的试验方法.结果表明,......
本文分别应用埋弧型堆焊、电渣型堆焊进行不锈钢双层堆焊试验,具体分析了两种堆焊方法在合金元素烧损、过渡层稀释情况等方面的......
本文主要介绍了作者在核电压力容器堆焊层超声检测的实际工作中的一些体会,探讨了探头的选择、扫查重复率等因素对检测的影响,并针对......
核电压力容器、蒸汽发生器、稳压器等核岛主设备内壁均采用堆焊不锈钢形式保证其耐腐蚀性。但在实际焊接中由于清理、焊接质量等问......
本文对一款核电压力容器新型工装夹具进行了参数化建模,利用有限元软件对工装夹具在加工过程中的模态频率和阵型,对模型进行解耦并......
针对核电压力容器用SA-508—3—1钢的组织与性能特点,分析出冶炼的难点,通过对冶炼工艺的深入研究,提出了采用EBT初炼一LF精炼-真空脱......
SA508 Gr.3钢广泛应用于制造核电压力容器类大型锻件,包括核反应堆压力容器、稳压器以及蒸汽发生器,对核电站的安全运行起到至关重......
核电压力容器(Reactor pressure vessel,简称RPV)长期在高温、高压和强中子辐照的环境下运行,要求RPV用钢具有良好的强韧性匹配、......
核电站核岛大型压力容器封头是核电站主设备中最重要的承压部件,具有形状复杂、轮廓尺寸大、重量大和结构一体化等特点,制造过程中......
通过观察分析冲击试样的断口和金相组织,认为核电压力容器封头锻件低温冲击性能不合格的主要原因是成分偏析,成分偏析导致淬透性差......