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一种核电核岛主设备用镍基焊丝的研制被引量：15: 1; 作者莫文林陆善平 +1 位作者李殿中李依依《焊接学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期90-94,117,共7页; 通过试验分析了核电核岛主设备用镍基焊丝中各元素对焊丝和焊缝熔敷金属性能的影响.结果表明,随着焊丝中Al,Ti,Mn,Nb元素含量的增加,焊丝的强度、硬度及焊缝金属的抗拉强度增加;随着焊丝中Al,Ti,Nb元素含量的增加,室温焊缝熔敷金属的冲... 展开更多; 关键词核岛主设备焊丝拉伸性能冲击性能弯曲性能; 在线阅读下载PDF 职称材料

三代核岛主设备焊接技术与焊接材料被引量：18: 2; 作者杨巨文李双燕 +2 位作者张茂龙汪丽丽张文杨《压力容器》 2017年第4期68-75,共8页; 介绍了三代核岛主设备的结构特征,详述了产品所用的焊接工艺技术、焊接填充材料类型和特殊要求,并对焊材的储存和使用等要求进行了讨论,为三代核电设备的成功制造打下了坚实的基础。; 关键词三代核电核岛主设备焊接填充材料焊接技术; 在线阅读下载PDF 职称材料

核岛主设备不锈钢带极埋弧堆焊剥离机理分析被引量：1: 3; 作者杨乘东茹祥坤唐伟宝《压力容器》北大核心 2023年第6期22-26,共5页; 对核岛主设备不锈钢带极埋弧堆焊层剥离机理进行研究,结果表明:低合金钢母材上的不锈钢带极埋弧堆焊层过渡区出现平均厚度为25μm的硬化层,硬化层为高硬度、低塑性的板条马氏体组织;过渡区存在Ⅱ型边界,硬化层上存在气孔,Ⅱ型边界和气... 展开更多; 关键词核岛主设备不锈钢带极埋弧堆焊硬化层 Ⅱ型边界剥离; 在线阅读下载PDF 职称材料

应用于核岛主设备的RCC-M F5100与AMS 2460镀铬标准的比较: 4; 作者王方蒋恩米大为《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第A01期440-443,共4页; 核岛主设备的部分零件处在高温、高压的工况下,为了保证该类零件的使用寿命,在需要耐磨的表面及防咬的表面镀硬铬。该类零件镀硬铬的引用文件通常为法国RCC-MF5100标准或美国AMS2460标准,二者对于镀铬及其检测方面的规定存在较大区别。... 展开更多; 关键词核岛主设备镀铬标准比较; 在线阅读下载PDF 职称材料

不锈钢冷堆工艺对锰镍钼低合金钢性能的影响研究被引量：2: 5; 作者黄炳炎刘全印 +1 位作者余平刘清会《压力容器》 2016年第1期20-24,61,共6页; 核岛主设备承压边界一般采用锰镍钼低合金钢材料制造,与冷却剂接触的低合金钢内表面需要堆焊耐蚀奥氏体不锈钢。为研究不锈钢冷堆工艺(首层预热,后续堆焊层不预热)对低合金钢母材热影响区性能的影响,采用带极堆焊和手工电弧焊堆焊两种... 展开更多; 关键词核岛主设备锰镍钼低合金钢预热冷堆; 在线阅读下载PDF 职称材料

大型SA508.Gr3低合金钢锻件夹杂物断裂行为分析被引量：4: 6; 作者吴义党张斌 +2 位作者杨志鹏乔木张茂龙《焊接学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第5期54-59,I0004,共7页; 通过模拟拉伸试验,研究焊接热循环条件下大型SA508.Gr3低合金钢锻件夹杂物断裂行为,结果表明,大型SA508.Gr3低合金钢锻件在焊接热循环条件下,当锻件母材中微小冶金为近似圆形或孔洞时,母材在存在有圆形缺口的条件下,仍有较好的塑性变形... 展开更多; 关键词核岛主设备锻件冶金缺欠临界尺寸裂纹; 在线阅读下载PDF 职称材料

EPR蒸汽发生器制造技术被引量：10: 7; 作者景军涛江才林 +1 位作者罗吾希郑晨《压力容器》 2013年第9期65-70,共6页; 根据欧洲第三代先进压水堆型(EPR)核电蒸汽发生器的制造过程中积累的经验,并结合其他压水堆型核电蒸汽发生器的制造经验,介绍了EPR蒸汽发生器的结构特点,并分别对制造过程中的一些关键制造技术,如管板一次侧面堆焊、管板深孔钻、内套筒... 展开更多; 关键词核岛主设备欧洲先进压水堆蒸汽发生器制造; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名一种核电核岛主设备用镍基焊丝的研制被引量：15: 1; 作者莫文林陆善平李殿中李依依; 机构中国科学院金属研究所沈阳材料科学国家联合实验室; 出处《焊接学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第6期90-94,117,共7页; 基金中国科学院重点部署项目(KGZD-EW-XXX-2); 文摘通过试验分析了核电核岛主设备用镍基焊丝中各元素对焊丝和焊缝熔敷金属性能的影响.结果表明,随着焊丝中Al,Ti,Mn,Nb元素含量的增加,焊丝的强度、硬度及焊缝金属的抗拉强度增加;随着焊丝中Al,Ti,Nb元素含量的增加,室温焊缝熔敷金属的冲击吸收功增加;随着焊丝中Mn元素含量的增加,焊缝熔敷金属的冲击吸收功降低.通过调整焊丝成分得到了符合核电核岛主设备使用要求的焊缝熔敷金属.; 关键词核岛主设备焊丝拉伸性能冲击性能弯曲性能; Keywords key components of nuclear power plant filler wire tensile property impact property bending property; 分类号 TG422.3 [金属学及工艺—焊接]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名三代核岛主设备焊接技术与焊接材料被引量：18: 2; 作者杨巨文李双燕张茂龙汪丽丽张文杨; 机构上海电气核电设备有限公司上海核电装备焊接及检测工程技术研究中心; 出处《压力容器》 2017年第4期68-75,共8页; 文摘介绍了三代核岛主设备的结构特征,详述了产品所用的焊接工艺技术、焊接填充材料类型和特殊要求,并对焊材的储存和使用等要求进行了讨论,为三代核电设备的成功制造打下了坚实的基础。; 关键词三代核电核岛主设备焊接填充材料焊接技术; Keywords generation m nuclear nuclear island main component welding filler metal welding technique; 分类号 TH49 [机械工程—机械制造及自动化] TM623.91 [电气工程—电力系统及自动化]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名核岛主设备不锈钢带极埋弧堆焊剥离机理分析被引量：1: 3; 作者杨乘东茹祥坤唐伟宝; 机构上海电气核电集团有限公司上海核电装备焊接及检测工程技术研究中心; 出处《压力容器》北大核心 2023年第6期22-26,共5页; 文摘对核岛主设备不锈钢带极埋弧堆焊层剥离机理进行研究,结果表明:低合金钢母材上的不锈钢带极埋弧堆焊层过渡区出现平均厚度为25μm的硬化层,硬化层为高硬度、低塑性的板条马氏体组织;过渡区存在Ⅱ型边界,硬化层上存在气孔,Ⅱ型边界和气孔是堆焊层发生剥离的内因;随着堆焊层数的增加,接头界面残余应力增大,堆焊层数达到6层时,残余应力为380 MPa,过渡区的Ⅱ型边界在较大的残余应力作用下作为裂纹源扩展导致不锈钢堆焊层剥离。堆焊层界面较大的残余应力是剥离发生的外因。; 关键词核岛主设备不锈钢带极埋弧堆焊硬化层 Ⅱ型边界剥离; Keywords nuclear island main equipment stainless steel cladding by submerged arc welding with band-electrode hardened layer type-Ⅱgrain boundary disbonding; 分类号 TH49 [机械工程—机械制造及自动化] TL351 [核科学技术—核技术及应用] TG115 [金属学及工艺—物理冶金]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名应用于核岛主设备的RCC-M F5100与AMS 2460镀铬标准的比较: 4; 作者王方蒋恩米大为; 机构上海第一机床厂有限公司; 出处《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第A01期440-443,共4页; 文摘核岛主设备的部分零件处在高温、高压的工况下,为了保证该类零件的使用寿命,在需要耐磨的表面及防咬的表面镀硬铬。该类零件镀硬铬的引用文件通常为法国RCC-MF5100标准或美国AMS2460标准,二者对于镀铬及其检测方面的规定存在较大区别。本文通过比较二者在镀铬及检测方面的差异,对核岛主设备镀铬标准的制定提供一定的参考。; 关键词核岛主设备镀铬标准比较; Keywords nuclear island main equipment chromium plating standard comparison; 分类号 TB304 [一般工业技术—材料科学与工程]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名不锈钢冷堆工艺对锰镍钼低合金钢性能的影响研究被引量：2: 5; 作者黄炳炎刘全印余平刘清会; 机构中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室中核集团西安核设备有限公司; 出处《压力容器》 2016年第1期20-24,61,共6页; 文摘核岛主设备承压边界一般采用锰镍钼低合金钢材料制造,与冷却剂接触的低合金钢内表面需要堆焊耐蚀奥氏体不锈钢。为研究不锈钢冷堆工艺(首层预热,后续堆焊层不预热)对低合金钢母材热影响区性能的影响,采用带极堆焊和手工电弧焊堆焊两种冷堆工艺在16MND5低合金钢试板上进行了不锈钢堆焊试验,对堆焊试板进行了硬度、弯曲、逐层金相和逐层磁粉检验等一系列试验和检验。试验结果表明,采用冷堆工艺在锰镍钼低合金钢上堆焊奥氏体不锈钢的质量是可靠的。; 关键词核岛主设备锰镍钼低合金钢预热冷堆; Keywords nuclear islands main components Mn-Ni-Mo low-alloy steel preheat cold-cladding process; 分类号 TH142.2 [一般工业技术—材料科学与工程] TL351 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名大型SA508.Gr3低合金钢锻件夹杂物断裂行为分析被引量：4: 6; 作者吴义党张斌杨志鹏乔木张茂龙; 机构中广核工程有限公司上海电气核电设备有限公司; 出处《焊接学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第5期54-59,I0004,共7页; 基金国家能源核电工程建设技术研发(实验)重点资助项目; 文摘通过模拟拉伸试验,研究焊接热循环条件下大型SA508.Gr3低合金钢锻件夹杂物断裂行为,结果表明,大型SA508.Gr3低合金钢锻件在焊接热循环条件下,当锻件母材中微小冶金为近似圆形或孔洞时,母材在存在有圆形缺口的条件下,仍有较好的塑性变形能力,断后伸长率达到20%以上,高温拉伸中不易产生裂纹;锻件母材中微小冶金存在尖锐角度且夹杂物超过临界尺寸时,母材在热循环作用下会产生0.2%应变损失,在锐角处容易诱发裂纹.在实际生产中需要对母材中超过临界尺寸的尖锐角度的缺欠应进行消缺处理.; 关键词核岛主设备锻件冶金缺欠临界尺寸裂纹; Keywords nuclear island main equipment forging metallurgical defect critical size crack; 分类号 TG455 [金属学及工艺—焊接]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名EPR蒸汽发生器制造技术被引量：10: 7; 作者景军涛江才林罗吾希郑晨; 机构上海电气核电设备有限公司; 出处《压力容器》 2013年第9期65-70,共6页; 文摘根据欧洲第三代先进压水堆型(EPR)核电蒸汽发生器的制造过程中积累的经验,并结合其他压水堆型核电蒸汽发生器的制造经验,介绍了EPR蒸汽发生器的结构特点,并分别对制造过程中的一些关键制造技术,如管板一次侧面堆焊、管板深孔钻、内套筒的装配和水室封头的制造等进行详细阐述,为后续压水堆型核电蒸汽发生器的制造提供经验参考。; 关键词核岛主设备欧洲先进压水堆蒸汽发生器制造; Keywords nuclear island equipment evolutionary power reactor steam generator manufacture; 分类号 TH49 [机械工程—机械制造及自动化] TL352.2 [核科学技术—核技术及应用]; 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	一种核电核岛主设备用镍基焊丝的研制	莫文林陆善平李殿中李依依	《焊接学报》 EI CAS CSCD 北大核心	2014	15	在线阅读下载PDF 职称材料
2	三代核岛主设备焊接技术与焊接材料	杨巨文李双燕张茂龙汪丽丽张文杨	《压力容器》	2017	18	在线阅读下载PDF 职称材料
3	核岛主设备不锈钢带极埋弧堆焊剥离机理分析	杨乘东茹祥坤唐伟宝	《压力容器》北大核心	2023	1	在线阅读下载PDF 职称材料
4	应用于核岛主设备的RCC-M F5100与AMS 2460镀铬标准的比较	王方蒋恩米大为	《材料导报》 EI CAS CSCD 北大核心	2019	0	在线阅读下载PDF 职称材料
5	不锈钢冷堆工艺对锰镍钼低合金钢性能的影响研究	黄炳炎刘全印余平刘清会	《压力容器》	2016	2	在线阅读下载PDF 职称材料
6	大型SA508.Gr3低合金钢锻件夹杂物断裂行为分析	吴义党张斌杨志鹏乔木张茂龙	《焊接学报》 EI CAS CSCD 北大核心	2019	4	在线阅读下载PDF 职称材料
7	EPR蒸汽发生器制造技术	景军涛江才林罗吾希郑晨	《压力容器》	2013	10	在线阅读下载PDF 职称材料