0Cr13Ni4Mo及其与0Cr18Ni11Nb异种不锈钢焊接接头的K_(ISCC)、dα/dN和△K_(th)测定

本文论述了0Cr13Ni4Mo及0Cr18Ni11Nb异种不锈钢焊接接头K_(ISCC)、da/dN和△K_(th)的测定,以及反应堆工作环境条件对其应力腐蚀抗力K_(ISCC)和腐蚀疲劳裂纹扩展速率的影响,为工程设计提供重要的依据。     

0Cr13Ni4Mo及其与0Cr18Ni11Nb异种不锈钢焊接接头应力腐蚀试验

本文研究了0Cr13Ni4Mo和0Cr18Ni11Nb异种不锈钢焊接接头的应力腐蚀、断口和金相组织。得到了应力腐蚀破裂敏感性的数据,为工程设计提供了重要依据。     

0Cr13Ni4Mo马氏体不锈钢热处理对性能的影响

本文研究了0Cr13Ni4Mo马氏体不锈钢的热处理工艺制度,得出热处理工艺对该钢种组织和力学性能的影响,确定了合理的热处理工艺制度。     

轻水堆核电站—回路管道事故分析及对策

对由应力腐蚀裂纹引起的轻水堆核电站—回路管道事故作了分析,提出了相应的对策:开发了核能用316LN不锈钢:制定了降低焊接残余应力和防止焊接热影响区组织敏化的四种施工方法:管内壁堆焊法;管内面水冷焊接法;焊后固溶热处理法和高频加热残余应力改善法.这样即可基本上解决管道晶间应力腐蚀问题.     

轻水堆压力容器大型锻件的制造

随着核电站的单堆容量的不断增大,轻水堆压力容器部件也相应地向大型化、一体化方向发展。考虑到核容器的安全性和经济性,因此要尽量减少焊缝长度。采用400～500吨级巨型钢锭成功地锻造了大型、一体化锻件,使这种设计思想得到实现。本文简略地介绍轻水堆压力容器大型锻件的制造工艺。     

国外轻水堆核电站大口径管道制造

<正> 1.前言目前世界上广泛应用的核动力反应堆主要是轻水堆。根据水在反应堆内的工作条件轻水堆可分为压水堆(不允许载热剂水在堆内气化,整个系统保持在高压状态下工作)和沸水堆(允许水在堆内沸腾)。大功率压水堆核电站一回路系统一般有2～4条对称连接在反应堆压力容器上的密闭环路(见图1),可见一回路管道部件(直管、弯头、三通)与核反应堆压力容器一样同属     

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。     

轻水堆核电站大口径管道部件的制造方法

<正> 一、前言目前世界上广泛应用的核动力反应堆类型,主要是轻水堆。根据水在反应堆内的工作条件,分为两种:一种叫压水堆,不允许载热剂水在堆内气化,整个系统保持在高压状态下工作。另一种称沸水堆,允许水在堆内沸腾。大功率压水堆核电站一回路系统,一般有2～4条对称连接在反应堆压力容器上的密闭环路,图1为回环路压水堆器示意图。可见一回路管道部件(直管、不同弯曲半径弯头、三通等)与核反应堆压力容器一样,     

轻水堆压力容器大型锻件的性能

核容器钢要求杂质和微量元素含量低,塑性、韧性高,辐照脆化小,锻件的各向异性小、化学成份和机械性能均匀。两文综述了轻水堆压力容器的大型锻件的制造工艺(冶炼、铸锭、锻造、热处理)和性能(机械性能、辐照脆化性能、焊接性能)。