搜索到146篇“ 核压力容器“的相关文章
- 新一代核压力容器候选材料SA508Gr.4N钢的研究进展
- 2025年
- 从SA508Gr.4N钢的工艺流程出发,对锻造工艺进行了总结,以便得到均匀细小的显微组织。阐述了合金元素、冷却速率及热处理参数等因素对SA508Gr.4N钢的力学性能的影响机理。结合核压力容器的服役环境,对SA508Gr.4N钢的疲劳性能进行了总结。详细分析了显微组织演化、M/A岛和碳化物等对SA508Gr.4N钢疲劳性能、疲劳裂纹萌生及疲劳裂纹扩展的影响机理。总结了SA508Gr.4N钢抗辐照硬化和脆化的影响机理,以及耐腐蚀性能。展望了核压力容器材料的发展方向和要进一步研究的内容,以期提高核压力容器服役寿命,确保在恶劣环境下安全运行。
- 李林泽谢常胜代鑫田亚强陈连生
- 关键词：核压力容器力学性能
- 核压力容器密封结构修复方案
- 2024年
- 结合M310压水堆核电站压力容器结构尺寸、特征材料和设计标准,分析不同类型缺陷的修复方案,修复技术的风险及措施,为修复技术研发及工程应用提供技术保障,也为其他核反应堆特种维修研发项目提供借鉴和参考。
- 彭峰范伟丰孟维民柏忠炼叶义海
- 关键词：核电压力容器密封结构
- 基于衍射与反射联合法应用于核压力容器的超声探头
- 本发明涉及超声探头技术领域，尤其是涉及一种基于衍射与反射联合法应用于核压力容器的超声探头，包括屏蔽外壳、楔块、压电晶片、匹配层、罩壳、吸声块以及连接头，楔块安装在屏蔽外壳内，楔块底面具有用于与核压力容器接触的探测面，楔块...
- 王钲清周南岐
- 核压力容器用SA508Gr.3钢的研究进展
- 2024年
- 核反应堆压力容器是核电站重要组件且具有在全寿命周期内不可更换的特殊性。第二代核压力容器用钢在其焊缝中发现了再热裂纹,已不能够满足使用需求。因此,在此基础上通过添加Mn元素,减少Mo和Cr元素改进设计了SA508Gr.3钢,它具有高强度、高韧性和低辐照脆化敏感性等特点,目前广泛应用于核电压力容器、蒸发器和稳压器等核心构件。本文总结了SA508Gr.3钢的研究进展,重点介绍了合金元素、热处理工艺对其显微组织和力学性能的影响,并详细介绍了SA508Gr.3钢的抗辐照性能。根据核压力容器的服役环境,详细分析了热时效对SA508Gr.3钢显微组织及力学性能的影响机理。随后,总结了显微组织演化对其疲劳性能、疲劳裂纹萌生及疲劳裂纹扩展的影响机制。最后,展望了核压力容器的发展方向和需要进一步研究的内容,为提高SA508Gr.3钢的综合性能和研发下一代核电用钢提供参考。
- 李林泽代鑫张源周琳君陈连生田亚强
- 关键词：核压力容器热时效辐照
- 核压力容器用厚壁带大尺寸侧接管的一体化筒体制造技术被引量：2
- 2024年
- 介绍了一种核反应堆压力容器用厚壁带大尺寸侧接管的一体化筒体制造技术。借助于数值模拟方法,设计并锻造出一支带对称凸台的厚壁筒体,在凸台位置机加工出预制孔,用于侧接管的定位和成形,通过专用冲型辅具,将锻造压力传递至接管冲头,完成接管的热挤压成形,最终实现了锻件的一体化近净成形,最大限度保留了锻造流线。性能热处理后,锻件各部位最终获得优异的力学性能。
- 刘敬杰刘凯泉李少飞
- 关键词：核压力容器
- 激光粉末床熔化制备核压力容器用高熵合金的方法、高熵合金及其应用
- 本发明涉及高熵合金材料制备技术领域，具体涉及激光粉末床熔化制备核压力容器用高熵合金的方法、高熵合金及其应用，将含有大尺寸Al原子的粉末与FCC基体的元素粉末混合，利用LPBF工艺进行原位合金化，在晶界处引入富含Al、Ni...
- 王广春 朱祥剑吴涛
- 一种低碳核压力容器用钢长期高温热老后的晶界腐蚀剂及其制备方法和使用方法
- 本发明涉及金属材料技术领域，具体涉及一种快速、简便、清晰显示一种核电压力容器用钢长期高温热老化后的晶界腐蚀剂的制备方法和使用方法，所述晶界腐蚀剂由苦味酸、去离子水和十二烷基苯磺酸钠组成，该腐蚀剂在60~80℃的环境下腐蚀...
- 李绍宏高俊康刘朝泽贾芸霏李俊卜恒勇杨银辉李萌蘖起华荣
- 核压力容器用大锻件SA508-Ⅳ钢疲劳性能的研究
- 核电站发电与其它发电方式相比具有安全、高效、经济和环保等特点,因此越来越受到关注。核反应堆压力容器是核电站的重要组件,它长期服役于高温、高压和中子辐照等恶劣环境下。此外,核压力容器在服役期间会遭受来自启/停堆、紧急停止和...
- 代鑫
- 关键词：核压力容器锻造工艺显微组织演化
- 磷和铈对SA508-4N核压力容器钢低温脆性和热塑性的影响
- 随着绿色能源需求的不断增加,核电站向着大型化和一体化发展,新一代的SA508-4N反应堆压力容器钢因其优异的性能引起国内外研究学者广泛关注。在服役过程中,中子辐照引起反应堆压力容器钢杂质原子的晶界偏聚,造成钢的非硬化脆化...
- 郭钰
- 关键词：晶界偏聚焊接热影响区低温脆性热塑性
- 中国核压力容器用钢及其制造技术进展被引量：11
- 2020年
- 基于我国压水堆核电站核压力容器用钢及其制造技术的发展,阐述了“大型一体化设计”和“高安全长寿期运行”对核压力容器用钢工程应用性能极限和现有设备制造能力极限的挑战;重点介绍了A508-3钢大锻件成分优化匹配控制技术、超大钢锭高纯净高均匀冶金控制技术、复杂锻件近净成形锻造技术、提升低温韧性和均质性的组合热处理技术的研究进展和突破。上述技术是核电站高安全和长寿期运行的关键,也是我国核电工程制造技术跃居世界先进水平的重要支撑。此外,还简介了我国新一代核压力容器用A508-4N钢大锻件的研制进展及突破。
- 何西扣刘正东赵德利张文辉
- 关键词：核压力容器大锻件低温韧性均质性
相关作者
- 刘正东
- 作品数：444被引量：1,497H指数：19
- 供职机构：钢铁研究总院
- 研究主题：耐热合金 耐热钢 合金 马氏体耐热钢 力学性能
- 史耀武
- 作品数：536被引量：2,593H指数：24
- 供职机构：北京工业大学
- 研究主题：焊接接头 无铅钎料 钎料 电子组装 复合钎料
- 何西扣
- 作品数：137被引量：154H指数：7
- 供职机构：钢铁研究总院
- 研究主题：合金 耐热合金 电渣重熔 气阀 马氏体
- 张新平
- 作品数：30被引量：112H指数：6
- 供职机构：西安交通大学机械工程学院
- 研究主题：断裂韧性 钎料 核压力容器 真空钎焊 非晶态
- 徐刚
- 作品数：176被引量：455H指数：11
- 供职机构：上海大学
- 研究主题：电子束辐照 辐照降解 电子束 RPV CU
