V—20Ti合金加工工艺

一、引言对用于液体金属冷却的快中子反应堆色套材料,由于奥氐体不锈钢在700℃下的氦气损伤,和高温机械性能的限制,不能用它来作为高温下液体金属冷却快中子增殖堆的色套材料。从目前有关的报导来看,大都认为钒基合金在高温下具有足够的强度,令人     

轻水堆堆内构件大型不锈钢锻件的制造和性能

大型不锈钢锻件生产技术问题复杂,在冶炼、铸造、锻造、热处理、无损探伤等方面都有其不同于小型锻件的特点。本文介绍了轻水堆用大型圆盘类和法兰类锻件的生产技术特点和锻件的性能。认为大型不锈钢堆内构件选用347型不锈钢制造比选用304型不锈钢更易达到指标要求;大型不锈钢锻件的晶粒度、耐蚀性和超声波探伤性能等关键问题,基本上得到解决;随着反应堆的大型化,大型锻件的制造技术还需进一步提高。     

用电渣重熔锭制造9Cr-1Mo钢原子能管板锻件的生产

本文叙述了用于快中子增殖反应堆的大型截面9Gr-1Mo钢管板锻件的生产和质量。把电渣重熔法应用于炼钢,除改善了化学和冶金均匀性之外,还消除了大的非金属夹杂。为得到良好的机械性能和细晶粒度,就选择化学成分和热处理状态的最佳条件进行初步的调查研究。根据初步调查研究结果制成的管板锻件,质量极好,超过了全部规范要求。     

用电渣重熔锭制造9Cr-1Mo钢原子能管板镀件的生产

本文叙述了用于快中子增殖反应堆的大型截面9Gr-1Mo钢管板锻件的生产和质量。把电渣重熔法应用于炼钢，除改善了化学和冶金均匀性之外，还消除了大的非金属夹杂。为得到良好的机械性能和细晶粒度，就选择化学成分和热处理状态的最佳条件进行初步的调查研究。根据初步调查研究结果制成的管板锻件，质量极好，超过了全部规范要求。     

温度对304不锈钢在液态Sn中腐蚀行为的影响

Sn是一种低熔点金属,其导热性高可用作快中子反应堆中的液体冷却剂。与目前所使用的的液态钠冷却剂相比,Sn具有更好的化学稳定性及遇水或空气不易燃烧的特点。在快中子反应堆中,不锈钢是应用广泛的主回路管道,本文研究了Sn与304不锈钢的化学反应,讨论了温度对304不锈钢在液态Sn中腐蚀行为的影响,结果表明,当温度低于823K时,发生点蚀,当温度高于823K时,发生溶解。     

温度对304不锈钢在液态Sn中腐蚀行为的影响（英文）

Sn是一种低熔点金属,其导热性高可用作快中子反应堆中的液体冷却剂。与目前所使用的液态钠冷却剂相比,Sn具有更好的化学稳定性及遇水或空气不易燃烧的特点。在快中子反应堆中,不锈钢是应用广泛的主回路管道,本工作研究了Sn与304不锈钢的化学反应,讨论了温度对304不锈钢在液态Sn中腐蚀行为的影响。结果表明,当温度低于823 K时,发生点蚀,当温度高于823 K时,发生溶解。     

用于核电站堆芯支承板的奥氏体不锈钢Z3CN18-10(控氮)锻件的制造与监督

以某百万千瓦级核电站反应堆压力容器堆内构件堆芯支承板锻件制造和监督为例,分析堆芯支承板锻件制造的重要工序、质量影响因素以及监督重点,旨在摸索出核电站不锈钢大型锻件的质量控制关键所在,使其质量满足设计和核安全的要求,最终达到提高产品质量、保证制造进度的目的.     

超临界机组高温部件最近由上重特种钢公司研制成功

<正> 上海重型机器厂特种钢公司坚持人无我有,走差异化发展之路,不断向新的目标进军。在相继研发成功09-Ⅲ核潜艇堆芯含钛不锈钢大锻件、快堆堆芯不锈钢大锻件、预警机载雷达用新型沉淀硬化不锈钢大锻件、三峡工程710MW水轮机导叶轴头控氮低碳高强高韧不锈钢大锻件、潜艇热机用双相不锈钢大锻件、超低碳超低钴不锈钢核锻件、轴流式鼓风机用高屈强比不锈钢锻件、聚脂反应器马氏体不锈钢超长主轴、螺杆压缩机不锈钢转子体等质量要求苛刻的高技术含量的“高、精、特、新”产品之后,前不久,超临界机组高温部件研制又喜获成功。从而,抢先占领了又一个新的市场阵地,喜获人均50万元以上的订单。     

反应堆压力容器大型锻件热加工质量控制研究

目前国际上普遍采用锻件制造反应堆压力容器,反应堆压力容器锻件的热加工的质量控制直接关系到反应堆压力容器部件的质量,反应堆压力容器部件制造质量是能否满足设计质量的关键.以某百万千瓦级核电站反应堆压力容器顶盖法兰锻件的生产为例,针对锻件的特点,控制生产中重要工序的质最影响因素,过程控制中应注意的问题和避免出现质量问题的关键.分析如何通过对热加工质量的过程控制,得到满足设计要求的合格产品.主要涉及到炼钢、锻造、热处理等工序过程控制的实施.     

核电站压力容器用钢及其性能

<正> 一、核电站受压容器锻件用钢及技术标准反应堆受压容器壁厚超过300mm或整体制造的构件一般采用锻件。核反应堆用的锻钢经过多次改型。其用钢标准演变过程大致为:A105—A182—A336改型—A508。A105碳钢仅在少数锻件中用过,很快为A182与A336低合金钢所替代。现在A508钢是应用最广泛的核锻件用钢。     

核电站反应堆压力容器大型锻件的质量控制

根据反应堆压力容器大型锻件的制造过程及制造中存在的典型质量问题,结合ASME、ASTM标准以及相关制造技术文件要求,阐述了反应堆压力容器大型锻件制造关键工序要求、质量控制关键要点以及热处理工艺参数的优化。     

CPR1000反应堆压力容器及蒸发器用大锻件监造工作实践

在核岛主设备的设计与制造中,作为原材料的大锻件是对可靠性及总体进度影响最大的一项。本文结合CPR1000反应堆压力容器及蒸发器用大锻件现场监造工作中的实际经验,归纳了此类锻件的主要技术要求以及需要关注的重点,可供技术人员及监督员参考。     

伊莱特公司制造全球最大整体锻环

正10月16日,由伊莱特能源装备股份有限公司制造的全球最大整体锻环"直径15.6米奥氏体不锈钢锻环"从该公司成功发运。当天,装载着巨型环锻件的拖车辗转通过高速公路,抵达潍坊港,再通过海运送至大连,全程将耗时两天。该超大锻环将用于我国最新的核电技术中,其上将承受反应堆7000吨的构件重量,可以说是整个反应堆的基础。直径15.6米奥氏体不锈钢锻环重达70t,由伊莱特与中国原子能院、中科院金属所李依依院士团队共同研发,花费近4年时间,其间项目团队先后完成2米、5米等     

不锈钢锻造用玻璃防护润滑剂

玻璃防护润滑剂是降低锻压过程中锻件与模具的摩擦、防止锻件表面氧化和合金元素贫化、同时隔离锻件与模具之间热传导的独特工艺材料.本文采用复合玻璃的设计思想,研制出了在850～1180℃温度范围内不锈钢锻造用玻璃防护润滑剂.采用试烧法研究了复合玻璃润滑剂随温度的变化规律;根据不锈钢材料锻造加热条件,测试了玻璃润滑剂在金属坯料表面的防护性能,并对复合玻璃润滑在不锈钢锻造变形时的润滑机理进行了分析.     

大型核电含铜不锈钢密封室及密封室盖锻造成功

近日,国内首批2套核电用密封室及密封室盖锻件在锻造分厂水压机车间锻造成功。该批锻件是目前国内生产的最大的含铜马氏体沉淀硬化型不锈钢锻件,它的成功锻造,标志着该类产品可以替代进口实现国产化。     

大型高碳铬不锈钢锻件的锻造工艺研究

针对G102Cr18Mo蘑菇头不锈钢锻件的规格及使用工况,采用电渣锭锻造并制定锻造工艺,破碎锻件一次碳化物,得到满足无损检测要求以及性能合格的不锈钢锻件。     

采用模拟方法对反应堆压力容器大锻件用钢的研究

采用数值模拟和物理模拟方法对反应堆压力容器特厚大锻件用钢进行了研究.采用NSHT程序模拟400 mm×800 mm×800 mm模拟锻件淬火过程中的温度场分布,通过小试样控制冷却模拟锻件淬火,对实验钢的化学成分和热处理工艺进行了优化,并探讨了成分与热处理对组织与性能的影响.     

核工程用结构材料的标准化问题

反应堆用的结构材料,特别是用在活性区中的锆合金和不锈钢等结构材料,必须经过严格的质量检查和试验,方能保证反应堆的安全可靠。核用材料的腐蚀试验方法际准化能达到质量保证和质量控制的目的。为了配合我国核电站的设计和建造,目前原子能研究所和西南反应堆工程研究设计院正在着手制定锆合金和不锈钢等结构材料在高温高压水或蒸汽中的腐蚀试验标准方法(草案)。本标准(草案)是参照国外有关标准和我国多年的实践经验制订的。     

国外核反应堆压力容器用A508-3钢及其制造

本文综合介绍近十余年国外核电站的发展趋势、核电站对反应堆压力容器制造的基本要求,以及锻件用A508-3钢的发展和应用情况;讨论A508-3钢化学成分和性能的关系,包括各种微量元素的影响;大致说明核反应堆压力容器锻件制造即炼钢、铸锭、锻造、热处理的特点和工艺参数.     

模块化反应堆压力容器带管嘴筒体法兰接管段整体锻造成形方法

通过数值模拟和实际生产试验,确定了反应堆压力容器筒体法兰接管段整体锻造成形工艺,开展了工艺分析和试制研究。结果表明,锻件几何尺寸、锻件力学性能满足要求。