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1.
我厂Z41-12、Z41-24多工位螺母冷镦机在冷镦M10~M24等规格的螺母中,其五序冲孔冲针是采用钨系高速钢(W18Cr4V、W9Cr4V)制造的。其冲孔冲针见图1。原来是按传统热处理工艺处理的,即:经三次预热、1280±10℃加热(加热系数按8~15秒/毫来计算)后油淬,560℃回火三次。硬度在HRC63以上。上机使用表明其寿命很  相似文献   
2.
小型堆破口失水事故初步研究   总被引:2,自引:1,他引:1  
为验证中国广核集团小型堆方案设计,尤其是其中非能动安全注入系统的初步设计,基于RELAP/SCDAPSIM程序,建立了小型堆的一、二回路系统和非能动安全注入系统模型,模拟计算了冷管段0.04 m等效直径破口、冷管段0.2 m等效直径破口、直接注入管道双端断裂、自动卸压系统误启动等LOCA工况。计算结果表明,一回路可实现有效的冷却和降压,堆芯不会过热,验证了其非能动安全注入系统的设计合理性和反应堆系统的安全性。  相似文献   
3.
气体软氮化的技术经济效果已经为更多的人所重视。但是,目前国内大多数工厂还没有专用的气体软氮化炉,不少工厂利用RJJ型井式气体渗碳炉改装为气体软氮化炉。各厂改装的方式不尽相同,各有特点。我厂将一台RJJ-25-9T渗碳炉经改装后用于气体软氮化,经两年多的实践表明,效果是好的。该设备的全部改装工作包括尿素打球、风扇轴密封、滴注系统、自动送料、炉气调压等五部分。这里重点介绍一下自动送料和炉气调压两部分。  相似文献   
4.
失水事故(LOCA)是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法(DRM)对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。  相似文献   
5.
介绍了铁路弹条用水淬弹簧钢38Si7生产工艺及应用情况,并对存在的问题进行了浅析,提出了改进措施。  相似文献   
6.
本文较详细地介绍了铁路用60Si_2Mn钢弹条,采用了KGPS—160—8信频式可控硅中频装置,成功地进行感应加热成型及余热淬火的综合使用情况,并对小直径(φ13毫米)中频加热装置的确定方法,感应器的设计原理,炉衬材料的选择应用,生产工艺的试验探讨作了简要的阐述。在大量室内试验的基础上,经小批量试产试铺,并经近两年时间的工作性大批量生产,已采用中频感应加热成型余热淬火制造了四百多万件弹条,各项技术性能指标均达到或超过部标要求,在全国九个铁路局的主要干线上铺设使用,用户反映良好,可确保列车安全,畅通无阻。 与旧工艺相比免除了一道淬火加热工序,仅按全路每年的实际生产使用量计算,弹条采用中频感应加热成型立即进行余热淬火,尔后采用高温回火工艺,可节电一千多万度,获得经济效益一百五十万元以上。  相似文献   
7.
在生产中,人们通常只把5CrMnMo钢作为热模具钢使用。我们用它制成冷镦模,经试用和几年的实践证明,采用5CrMnMo钢制造六方冲、四方片等多种冷镦模效果良好,比原用9SiCr、Cr12MoV等钢制冷镦模具有性能稳定、工艺简单、成本低、寿命长等优点。一、选材的依据冷镦冷挤模常用T10A、9SiCr、Cr12MoV等几种钢材制造,热处理后硬度在HRC59~61,使用时失效形式为崩刃、破断或折断;若降低硬度则  相似文献   
8.
为降低蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故放射性后果,本文以华龙一号堆型为对象,分析总结了 SGTR事故缓解的特点,使用成熟工程程序对SGTR事故缓解进行了优化分析.分析表明,根据放射性报警信号识别SGTR事故,并在停堆时隔离破损SG,可以显著降低破损SG的蒸汽排放量和破口流量,是降低SGTR事故放射性后果的可行方向.  相似文献   
9.
国内制造铁路弹条主要采用 6 0Si2Mn、6 0Si2CrA弹簧钢 ,莱钢对铁路弹条用水淬弹簧钢3 8Si7进行了两批试制 ,并跟踪试验了出口SKL1 4弹条的制造过程 ,1 0 0万件弹条出口伊朗使用后反映良好。该项目已于 2 0 0 0年 1 1月 2 3日通过山东省科技厅技术鉴定。1 技术要求由于用户提出技术要求严于标准规定 ,为了便于组织管理和保证产品质量 ,协商签定了供货技术协议 ,并制定了内控标准 (表 1 )和详细试制方案。钢材以热轧状态交货 ,布氏硬度HB不大于3 0 2。热轧钢材总脱碳层深度≤ 0 .2 5mm。成材规格Φ1 3mm热轧圆钢 ,定尺…  相似文献   
10.
中广核确定论统计方法(GSM)是介于保守评价模型和最佳估算评价模型之间的失水事故(LOCA)分析方法。在该方法中,程序模型采用确定论现实方法(DRM)惩罚模型进行保守方法处理,对电厂模型采用保守假设,对电厂重要状态参数采用统计方法量化确定不确定性范围和分布,并对统计抽样计算得到的目标参数分别采用参数统计和非参数统计处理以得到包壳峰值温度的双95%值上限值。将该方法应用于CPR1000核电厂大破口LOCA分析,与传统DRM相比可挖掘约9%的LOCA裕量。  相似文献   
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