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压水堆国产SA-508-Ⅲ-1钢环境影响疲劳试验研究和预测模型开发: 1; 作者沈睿刘畅 +1 位作者唐力晨王秉熙《原子能科学技术》北大核心 2025年第1期151-159,共9页; 对压水堆核电厂一回路设备用国产SA-508 Gr.3 Cl.1低合金钢(简称SA-508-Ⅲ-1钢)进行室温和320℃空气环境,以及模拟压水堆一回路水环境下的疲劳性能试验研究,获得国产SA-508-Ⅲ-1钢在空气环境下的疲劳寿命最佳拟合曲线(平均曲线)。在此... 展开更多; 关键词压水堆核电厂 sa-508-ⅲ-1钢环境影响疲劳 F_(en) 预测模型; 在线阅读下载PDF 职称材料

温度对核电压力容器用SA508-Ⅲ钢拉伸性能的影响: 2; 作者刘家骅咸彤彤 +3 位作者王磊郭欣瑶黄梦翔纪飞飞《机械工程材料》 CAS CSCD 北大核心 2024年第8期18-24,共7页; 对核电压力容器用SA508-Ⅲ钢进行了在不同温度(25,90,180,260,320℃)下的拉伸试验,研究了温度对其拉伸性能的影响及机理。结果表明:当温度为260,320℃时,试验钢拉伸应力-应变曲线塑性变形阶段均出现锯齿波,呈典型动态应变时效特征;随着... 展开更多; 关键词 sa508-ⅲ钢动态应变时效拉伸变形位错胞; 在线阅读下载PDF 职称材料

温度对SA508-Ⅲ钢焊缝金属断裂韧度的影响被引量：3: 3; 作者李相清丁振宇 +1 位作者包士毅高增梁《焊接学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第7期44-47,I0004,共5页; 为了获得温度对SA508-Ⅲ钢焊缝金属断裂韧度的影响,采用本构曲线法(CCM,constitutive curve method)、ASTM和ISO标准对焊缝金属在典型温度下的试验数据进行了处理.结果表明,采用CCM获得的断裂韧度随温度的升高而降低.当温度从20℃升高到... 展开更多; 关键词钝化线方程 sa508-ⅲ钢焊接接头断裂韧度; 在线阅读下载PDF 职称材料

SA508-Ⅲ钢的氢致脆性行为被引量：2: 4; 作者刘家骅王磊 +1 位作者刘杨宋秀《东北大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期29-32,37,共5页; 采用高温高压气相热充氢方法,将氢充入SA508-Ⅲ钢.在常温下,研究了氢与SA508-Ⅲ钢的拉伸变形行为的交互作用,以澄清钢的氢致脆性机理,为核电用钢的安全设计提供理论依据.结果表明,充氢使钢的屈服强度略升高,而钢的断面收缩率明显降低.... 展开更多; 关键词 sa508-ⅲ钢氢脆碳化物拉伸变形位错; 在线阅读下载PDF 职称材料

焊后热处理对SA508-Ⅲ钢焊接接头力学性能的影响被引量：4: 5; 作者张茂龙张仁刚王德泰《锅炉技术》北大核心 1997年第1期12-16,22,共6页; 对核容器采用国产SA508－Ⅲ钢锻件埋弧自动焊接头进行不同规范参数热处理，对接头的拉伸、冲击和硬度等力学性能进行了试验。根据试验结果，分析和讨论了焊后热处理对接头力学性能的影响，对SA508－Ⅲ钢提出了最佳焊后热处理保温温度和... 展开更多; 关键词 sa508-ⅲ钢焊后热处理焊接接头力学性能; 在线阅读下载PDF 职称材料

核岛主设备用SA508-Ⅲ钢锻件性能研究被引量：5: 6; 作者李巨峰李瑞峰 +1 位作者张玮杨雪《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2016年第7期185-187,193,共4页; 介绍了核岛主设备用SA508-Ⅲ钢锻件的制造工艺,探索出合理的热处理工艺。并对SA508-Ⅲ上筒体锻件的金相组织、化学成分、力学性能等进行了分析。结果表明:SA508-Ⅲ上筒体锻件的金相、化学成分,室温和350℃的机械强度,-20℃、80℃的冲击... 展开更多; 关键词核岛主设备 sa508-III钢性能; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名压水堆国产SA-508-Ⅲ-1钢环境影响疲劳试验研究和预测模型开发: 1; 作者沈睿刘畅唐力晨王秉熙; 机构上海核工程研究设计院股份有限公司; 出处《原子能科学技术》北大核心 2025年第1期151-159,共9页; 文摘对压水堆核电厂一回路设备用国产SA-508 Gr.3 Cl.1低合金钢(简称SA-508-Ⅲ-1钢)进行室温和320℃空气环境,以及模拟压水堆一回路水环境下的疲劳性能试验研究,获得国产SA-508-Ⅲ-1钢在空气环境下的疲劳寿命最佳拟合曲线(平均曲线)。在此基础上,对影响国产SA-508-Ⅲ-1钢在压水堆核电厂一回路水环境下疲劳性能的应变速率、温度和溶解氧含量等参数的影响规律进行研究,获得各影响参数的影响函数方程。基于获得的各影响参数的函数方程,建立国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳修正因子F_(en)预测模型。本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,验证了本文预测模型的有效性。同时,本文获得的压水堆核电厂一回路水环境下国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命与美国阿贡国家实验室(ANL)模型所预测的寿命相比,也都位于95%置信度限值(10^(±2σ))范围内,说明ANL模型可用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的疲劳寿命预测。本文获得的国产SA-508-Ⅲ-1钢的环境影响疲劳预测模型与ANL模型相比,更适用于国产SA-508-Ⅲ-1钢的寿命预测,为国内第3代核电厂一回路设备考虑压水堆一回路水环境影响的疲劳设计提供参考。; 关键词压水堆核电厂 sa-508-ⅲ-1钢环境影响疲劳 F_(en) 预测模型; Keywords PWR nuclear power plant sa-508-ⅲ-1 steel environment assistant fatigue Fen predic-tion model; 分类号 TL351 [核科学技术—核技术及应用] TH113 [机械工程—机械设计及理论]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名温度对核电压力容器用SA508-Ⅲ钢拉伸性能的影响: 2; 作者刘家骅咸彤彤王磊郭欣瑶黄梦翔纪飞飞; 机构苏州健雄职业技术学院智能制造学院东北大学; 出处《机械工程材料》 CAS CSCD 北大核心 2024年第8期18-24,共7页; 基金 2021年度太仓市基础研究计划项目(TC2021JC10) 辽宁省教育厅2020年度科学研究经费资助项目(L202002) +1 种基金 2023年度太仓市基础研究计划项目(TC2023JCD05)。; 文摘对核电压力容器用SA508-Ⅲ钢进行了在不同温度(25,90,180,260,320℃)下的拉伸试验,研究了温度对其拉伸性能的影响及机理。结果表明:当温度为260,320℃时,试验钢拉伸应力-应变曲线塑性变形阶段均出现锯齿波,呈典型动态应变时效特征;随着温度升高,试验钢的屈服强度减小,抗拉强度先减小再增大,断后伸长率先增加后减小,当温度为180℃时,抗拉强度最小,断后伸长率最大;随着温度升高至180℃以上,动态应变时效发生,试验钢中位错胞尺寸减小,位错密度增大,沿亚晶界和晶界析出的碳化物数量增加、尺寸减小,这也是强度提高、塑性减小的主要原因。; 关键词 sa508-ⅲ钢动态应变时效拉伸变形位错胞; Keywords sa508-ⅲsteel dynamic strain-aging tensile deformation dislocation cell; 分类号 TG142.23 [金属学及工艺—金属材料]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名温度对SA508-Ⅲ钢焊缝金属断裂韧度的影响被引量：3: 3; 作者李相清丁振宇包士毅高增梁; 机构浙江工业大学过程装备及其再制造教育部工程研究中心; 出处《焊接学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第7期44-47,I0004,共5页; 基金 “十三五”国家重点研发计划项目(2016YFC0801902) 国家自然科学基金资助项目(51705457); 文摘为了获得温度对SA508-Ⅲ钢焊缝金属断裂韧度的影响,采用本构曲线法(CCM,constitutive curve method)、ASTM和ISO标准对焊缝金属在典型温度下的试验数据进行了处理.结果表明,采用CCM获得的断裂韧度随温度的升高而降低.当温度从20℃升高到100℃,从100℃升至320℃时,断裂韧度分别降低了11.1%和5.4%.采用扫描电镜观测试样断口形貌发现SA508-Ⅲ钢焊缝金属在典型温度下均呈韧性断裂,当温度达到100和320℃时,韧窝变浅变小,因此韧性出现了一定的下降.研究还发现,采用CCM获得20和100℃时的断裂韧度与ASTM一致;获得320℃时的断裂韧度介于ASTM和ISO之间.; 关键词钝化线方程 sa508-ⅲ钢焊接接头断裂韧度; Keywords blunting line equation sa508-ⅲ steel welded joint fracture toughness; 分类号 TG404 [金属学及工艺—焊接]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名SA508-Ⅲ钢的氢致脆性行为被引量：2: 4; 作者刘家骅王磊刘杨宋秀; 机构东北大学材料与冶金学院; 出处《东北大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第1期29-32,37,共5页; 基金国家重点基础研究发展计划项目(2011CB610506) 国家自然科学基金资助项目(51371044 +1 种基金 51171039) 中央高校基本科研业务费专项资金资助项目(N130410001); 文摘采用高温高压气相热充氢方法,将氢充入SA508-Ⅲ钢.在常温下,研究了氢与SA508-Ⅲ钢的拉伸变形行为的交互作用,以澄清钢的氢致脆性机理,为核电用钢的安全设计提供理论依据.结果表明,充氢使钢的屈服强度略升高,而钢的断面收缩率明显降低.充氢后钢的拉伸断口由纯微孔聚集型断口转变为韧窝加河流花样复合型断口.钢的屈服强度升高主要归因于在弹性变形阶段氢对位错的钉扎,从而阻碍了位错开动.然而在塑性变形阶段,氢随可动位错迁移并不断富集于碳化物与基体界面处,当氢浓度达到一定值时,造成碳化物与基体之间的结合强度降低,从而引起钢的塑性降低.; 关键词 sa508-ⅲ钢氢脆碳化物拉伸变形位错; Keywords sa508-ⅲ steel hydrogen embrittlement carbides tensile deformation dislocation; 分类号 TG142.23 [金属学及工艺—金属材料]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名焊后热处理对SA508-Ⅲ钢焊接接头力学性能的影响被引量：4: 5; 作者张茂龙张仁刚王德泰; 机构上海锅炉厂有限公司; 出处《锅炉技术》北大核心 1997年第1期12-16,22,共6页; 文摘对核容器采用国产SA508－Ⅲ钢锻件埋弧自动焊接头进行不同规范参数热处理，对接头的拉伸、冲击和硬度等力学性能进行了试验。根据试验结果，分析和讨论了焊后热处理对接头力学性能的影响，对SA508－Ⅲ钢提出了最佳焊后热处理保温温度和时间范围。; 关键词 sa508-ⅲ钢焊后热处理焊接接头力学性能; Keywords Post-weld heat treatment sa508-ⅲ steel,Welding joint, Mechanical properties; 分类号 TG441.8 [金属学及工艺—焊接]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名核岛主设备用SA508-Ⅲ钢锻件性能研究被引量：5: 6; 作者李巨峰李瑞峰张玮杨雪; 机构环境保护部核与辐射安全中心中核辽宁核电有限公司; 出处《热加工工艺》 CSCD 北大核心 2016年第7期185-187,193,共4页; 文摘介绍了核岛主设备用SA508-Ⅲ钢锻件的制造工艺,探索出合理的热处理工艺。并对SA508-Ⅲ上筒体锻件的金相组织、化学成分、力学性能等进行了分析。结果表明:SA508-Ⅲ上筒体锻件的金相、化学成分,室温和350℃的机械强度,-20℃、80℃的冲击功和侧向膨胀量均满足规范要求;采用P2型试样测得的断裂最高温度TNDT,满足TNDT≥-20℃的要求。; 关键词核岛主设备 sa508-III钢性能; Keywords nuclear island main equipments sa508-ⅲ steel performance; 分类号 TG316 [金属学及工艺—金属压力加工]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	压水堆国产SA-508-Ⅲ-1钢环境影响疲劳试验研究和预测模型开发	沈睿刘畅唐力晨王秉熙	《原子能科学技术》北大核心	2025	0	在线阅读下载PDF 职称材料
2	温度对核电压力容器用SA508-Ⅲ钢拉伸性能的影响	刘家骅咸彤彤王磊郭欣瑶黄梦翔纪飞飞	《机械工程材料》 CAS CSCD 北大核心	2024	0	在线阅读下载PDF 职称材料
3	温度对SA508-Ⅲ钢焊缝金属断裂韧度的影响	李相清丁振宇包士毅高增梁	《焊接学报》 EI CAS CSCD 北大核心	2019	3	在线阅读下载PDF 职称材料
4	SA508-Ⅲ钢的氢致脆性行为	刘家骅王磊刘杨宋秀	《东北大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心	2015	2	在线阅读下载PDF 职称材料
5	焊后热处理对SA508-Ⅲ钢焊接接头力学性能的影响	张茂龙张仁刚王德泰	《锅炉技术》北大核心	1997	4	在线阅读下载PDF 职称材料
6	核岛主设备用SA508-Ⅲ钢锻件性能研究	李巨峰李瑞峰张玮杨雪	《热加工工艺》 CSCD 北大核心	2016	5	在线阅读下载PDF 职称材料