钢铁
经过半年的努力,山钢集团济钢首次按照美国ASME核电规范和标准,成功开发核反应堆安全壳用钢板SA738Gr.B,各项指标全部满足山东核电设备制造有限公司的要求,首批4张试验钢板已运往山东核电。
关键词:
核反应堆
,
安全壳
,
钢板
,
开发
,
济钢
,
ASME
,
设备制造
,
核电
郭跃岭
,
韩恩厚
,
王俭秋
材料研究学报
用电子背散射衍射技术(EBSD)研究了锻造以及锻后固溶处理处理对核级316LN奥氏体不锈钢(316LNss)的晶粒尺寸、残余应变和晶粒取向分布的影响,并分析了原始态(即未锻造态)和锻造且固溶处理态316LNss在核电高温高压水中短期氧化(190 h)后表面氧化膜的形貌和成分.结果表明,锻造和锻后的固溶处理能减小晶粒尺寸和降低残余应变,同时消除了原始态316LNss内部的织构.在高温高压水中316LNss表面生成的氧化膜具有双层特征,外层氧化膜由氢氧化物和富Fe尖晶石结构氧化物组成,内层氧化膜主要由富Cr尖晶石结构氧化物组成;与原始态316LNss相比,锻造且固溶处理态316LNss的氧化膜较薄且Cr含量较高,氧化速率较小.最后讨论了316LNss在高温高压水中的氧化机理.
关键词:
材料失效与保护
,
316LN不锈钢
,
氧化膜
,
高温高压水
,
锻造
,
腐蚀
,
核电
毕志超
,
张继明
,
刘晓东
,
蒋善玉
,
韩启彪
,
孙卫华
钢铁研究学报
通过实验室调质工艺研究，确定了核安全壳用钢SA738Gr．B热处理工艺，经工业化热处理后，45mm厚度SA738Gr．B钢具有良好的拉伸性能和优异的低温冲击韧性，同时具有稳定的高温拉伸性能，其显微组织为均匀细小的板条贝氏体，在板条内和界面处有大量弥散的纳米级碳化物析出。
关键词:
力学性能
,
显微组织
,
贝氏体
,
碳化物
,
核电
童小燕
,
李正
,
陈刘定
中国材料进展
老化与寿命管理技术研究是进行核电站寿命与安全分析的重要手段.数据是开展具体研究的核心纽带,而数据质量的问题严重制约了相关研究技术的推进与发展.本文从我国核电站老化与寿命管理的起因及相关技术研究的现状出发,系统地梳理了核电站老化数据的来源与特点,利用层次分析的观点,引人数据全生命周期的概念,提出影响数据质量的主要因素以及数据表征的体系结构,为开展核电站老化与寿命管理数据质量问题的研究提供重要参考.
关键词:
核电
,
老化与寿命管理
,
数据质量
,
层次分析
,
全生命周期
张忠伟
,
白青山
,
王建军
,
张维
,
高俊
,
乔岩欣
腐蚀学报（英文）
某国产600MW核电机组在停堆检修过程中, 发现位于汽轮机高压缸主蒸汽入口主调门油动机活塞杆已经断裂. 通过分析活塞杆的材料、显微组织、力学性能和断口等, 并结合活塞杆制造的资料等信息, 分析了造成活塞杆断裂的原因.
关键词:
核电
,
steam turbine
,
connected rod
,
brittle fracture
程晓农
,
罗锐
,
李冬升
,
戴起勋
,
徐桂芳
,
高佩
,
邱宇
,
刘瑜
,
王植栋
稀有金属材料与工程
在2 mm厚800H合金钨极氩弧焊试验的基础上,研究焊接接头的微观组织和析出相成分,并分析焊接接头的力学性能和抗晶间腐蚀性能,观察拉伸断口和晶间腐蚀试样的形貌.结果表明;焊缝组织为柱状晶和等轴晶,热影响区晶粒明显长大,焊接接头中有少量的TiN和富Cr相(Fe,Cr)23C6析出相存在;母材、热影响区和焊缝的HV硬度分别为1730、1526和1590 MPa.室温抗拉强度和延伸率分别为565.0 MPa、31.8％,均超过ASME标准关于800H合金规定值(450.0 MPa和30.0％),拉伸断裂为韧性断裂;焊接接头高温(650℃)抗拉强度和延伸率分别为394.5 MPa、15.5％,其断口是混合型断口;较接头组织,母材腐蚀更为严重,表面晶界开裂并伴有少量且尺寸较小的腐蚀坑,基体中TiN缺陷处易引起点蚀.
关键词:
核电
,
800H合金
,
焊接
,
力学性能
,
组织
,
腐蚀
刘文斌
,
李书瑞
钢铁研究
分析了我国核电承压设备（反应堆压力容器、主管道、蒸发器、稳压器和安全壳等）用钢的发展现状与发展方向,并指出某些元素在核电承压设备用钢中的作用及对其辐照脆化的影响。分析认为,为了确保核电承压设备用钢的使用性能和安全性能,必须严格控制残余元素水平、组织形态等,保证锻压比和后期退火工艺参数。
关键词:
核电
,
承压设备
,
辐照脆化
,
残余元素
,
AP1000
