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热处理参数对电熔增材材料EAM16MND5组织和力学性能的影响 预览
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作者 张亚斌 严连菊 +6 位作者 罗英 杨敏 李利军 高斌 陈海波 于海波 沈月音 《电焊机》 2019年第4期211-215,共5页
从消除应力热处理循环次数、热处理保温温度、热处理保温时间和热处理类别4个因素考虑,研究了8种不同的热处理工艺条件下电熔增材制造材料EAM16MND5强度、冲击韧性和微观组织的变化情况。材料内部应力对材料强度的影响较大,在消除应力后... 从消除应力热处理循环次数、热处理保温温度、热处理保温时间和热处理类别4个因素考虑,研究了8种不同的热处理工艺条件下电熔增材制造材料EAM16MND5强度、冲击韧性和微观组织的变化情况。材料内部应力对材料强度的影响较大,在消除应力后,不同的热处理循环次数、热处理温度对材料强度影响较小;模拟焊后热处理时间对材料强度影响较小,但是对冲击韧性的影响较大,且经过两次消应力热处理循环的材料冲击性能优于一次消应力热处理的材料;消应力热处理和模拟焊后热处理过程中,碳化物有向晶界扩散、并在晶界聚集的倾向。 展开更多
关键词 电熔增材 热处理 参数 性能
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电熔增材制造反应堆压力容器用16MND5钢的组织与力学性能
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作者 王小彬 张亚斌 +4 位作者 谢常胜 高斌 许斌 严连菊 何西扣 《金属热处理》 CAS CSCD 北大核心 2019年第4期141-145,共5页
采用电熔增材制造技术打印了反应堆压力容器16MND5钢环件,并对其周向不同位置处的组织和性能进行了分析。结果表明:电熔增材制造反应堆压力容器16MND5钢环件的力学性能都满足RCC-M核电规范要求,强度和塑性均匀,没有明显尺寸效应,位错强... 采用电熔增材制造技术打印了反应堆压力容器16MND5钢环件,并对其周向不同位置处的组织和性能进行了分析。结果表明:电熔增材制造反应堆压力容器16MND5钢环件的力学性能都满足RCC-M核电规范要求,强度和塑性均匀,没有明显尺寸效应,位错强化和弥散强化的综合作用使得材料的整体强度很高。周向3个位置的-20℃、0℃和20℃平均冲击吸收能量方差计算结果表明,在0℃时的平均冲击吸收能量没有明显的尺寸效应,而在-20℃和20℃时的平均冲击吸收能量有明显的尺寸效应,这与大尺寸铁素体或多边形状铁素体的存在,易成为裂纹扩展的通道有关。大量细小均匀分布的碳化物存在对冲击韧性有益,细晶强化作用显著提高材料的韧性,消除混晶则在现有的基础上进一步提升材料的冲击韧性。 展开更多
关键词 电熔增材制造 反应堆压力容器 16MND5钢 力学性能 组织
热老化对电熔增材16MND5钢组织和力学性能的影响 预览
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作者 高斌 谢常胜 +7 位作者 罗英 何西扣 董元元 宋丹戎 许斌 杨敏 陈海波 沈月音 《电焊机》 2019年第4期67-72,共6页
将电熔增材制造反应堆压力容器16MND5钢在450℃下时效至3000h,通过力学性能测试和组织观察,分析老化时间对其组织和力学性能的影响。研究结果表明:随着热老化时间的延长,试样的抗拉强度和屈服强度分别提高5MPa和6MPa,断后伸长率和断面... 将电熔增材制造反应堆压力容器16MND5钢在450℃下时效至3000h,通过力学性能测试和组织观察,分析老化时间对其组织和力学性能的影响。研究结果表明:随着热老化时间的延长,试样的抗拉强度和屈服强度分别提高5MPa和6MPa,断后伸长率和断面收缩率保持不变;试样的裂纹稳定扩展能量Wp1降低,导致裂纹扩展能量Wp降低,从而使总的冲击能量Wt降低47J;长时热老化前后组织依然为先共析铁素体和粒状贝氏体。 展开更多
关键词 电熔增材制造 热老化 裂纹稳定扩展能量 粒状贝氏体
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Z3CN20.09M不锈钢热老化-低周疲劳性能研究
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作者 高斌 王小彬 +5 位作者 吴璇 于敦吉 张喆 陈海波 张亚斌 马姝丽 《热加工工艺》 北大核心 2019年第8期219-221,225共4页
研究了Z3CN20.09M不锈钢在热老化1000、6000、10000和30000 h后在350℃下的低周疲劳性能。结果表明,应变幅值较低(0.3%、0.4%)的条件下,热老化时长对Z3CN20.09M不锈钢的低周疲劳寿命影响不是十分显著,但在应变幅值较高(0.6%、0.8%)的条... 研究了Z3CN20.09M不锈钢在热老化1000、6000、10000和30000 h后在350℃下的低周疲劳性能。结果表明,应变幅值较低(0.3%、0.4%)的条件下,热老化时长对Z3CN20.09M不锈钢的低周疲劳寿命影响不是十分显著,但在应变幅值较高(0.6%、0.8%)的条件下,热老化时长对疲劳寿命的影响较为明显。采用Basquin-Manson-Coffin模型对Z3CN20.09M不锈钢在350℃下的低周疲劳寿命进行预测,疲劳寿命在两倍寿命分散带内,可适用于350℃下Z3CN20.09M不锈钢的低周疲劳寿命预测。 展开更多
关键词 不锈钢 热老化 高温 低周疲劳 疲劳寿命预测
安全端镍基焊材焊接缺陷敏感性研究 预览
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作者 马姝丽 罗英 +3 位作者 王昫心 高斌 张亚斌 邱天 《电焊机》 2019年第4期133-137,共5页
反应堆压力容器接管安全端焊缝为异种金属焊缝,使用690合金过渡连接低合金钢与不锈钢,制造过程中690焊材易产生微裂纹、未熔合和氧化物夹杂等缺陷。通过分析缺陷产生机理并结合实际制造情况,研究化学成分、焊接方法、工艺参数、辅助工... 反应堆压力容器接管安全端焊缝为异种金属焊缝,使用690合金过渡连接低合金钢与不锈钢,制造过程中690焊材易产生微裂纹、未熔合和氧化物夹杂等缺陷。通过分析缺陷产生机理并结合实际制造情况,研究化学成分、焊接方法、工艺参数、辅助工艺措施以及坡口结构等对690镍基焊材焊接缺陷敏感性的影响。结果表明,合理控制合金元素含量可达到降低结晶裂纹敏感性的目的;适当减少焊接热输入,避免熔池过热,可降低裂纹和未熔合敏感性;控制坡口收缩变形,能够避免对焊接质量的不利影响。 展开更多
关键词 INCONEL 690焊材 安全端 焊接缺陷
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反应堆压力容器不锈钢焊接中铁素体的控制 预览
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作者 张亚斌 罗英 +2 位作者 高斌 李长香 王小彬 《一重技术》 2014年第4期22-25,共4页
对不锈钢焊缝的凝固模式以及铁素体对焊缝质量的影响进行分析,结果表明不锈钢焊缝中的铁素体含量决定了焊缝的凝固模式。当铁素体数FN在5~20之间时,可以防止凝固裂纹沿晶粒边界的扩展。由此提出控制不锈钢焊材化学成分的方法,可避免... 对不锈钢焊缝的凝固模式以及铁素体对焊缝质量的影响进行分析,结果表明不锈钢焊缝中的铁素体含量决定了焊缝的凝固模式。当铁素体数FN在5~20之间时,可以防止凝固裂纹沿晶粒边界的扩展。由此提出控制不锈钢焊材化学成分的方法,可避免或减少不锈钢凝固裂纹的产生。经过对多种铁素体测量方法的综合分析,建议采用化学计算和磁性测定相结合的方法进行测定。 展开更多
关键词 铁素体含量 控制 反应堆压力容器 不锈钢 焊接
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反应堆压力容器螺栓法兰连接设计与改进 预览 被引量:11
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作者 高斌 罗英 +4 位作者 邱天 张亚斌 王小彬 曾鹏 谢国福 《压力容器》 2014年第3期70-76,共7页
反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型... 反应堆压力容器(RPV)螺栓法兰连接设计应避免螺栓卡涩并减少螺纹损伤,在RPV主螺栓安装及运行过程中一旦发生主螺栓或螺孔螺纹损伤事故,势必会影响核电站安装或换料的正常进行,增加维修成本,进而影响整个核电站的经济效益。以M310堆型RPV为例,对主螺栓与法兰螺孔的设计进行分析和讨论,并结合核电厂安装及运行中出现的典型螺纹损伤案例,对螺纹损伤原因进行分析,最后对螺栓法兰设计提出改进建议,以减少RPV主螺栓和螺孔螺纹损伤事故,降低螺纹损伤的风险。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 主螺栓 螺孔 螺纹损伤 改进
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基于辐照脆化的反应堆压力容器60年设计寿命改进分析 预览 被引量:3
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作者 邱天 罗英 +2 位作者 马姝丽 高斌 李长香 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第S1期103-108,115共7页
反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素。本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响... 反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素。本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响因素进行探讨,提出可在国内自主研发与制造的二代改进型及三代核电上实施的满足RPV 60年设计寿命的几项优化措施。 展开更多
关键词 反应堆压力容器(RPV) 辐照脆化 60年设计寿命 改进分析
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反应堆压力容器60年设计寿命研究 预览 被引量:9
9
作者 邱天 罗英 +1 位作者 马姝丽 高斌 《压力容器》 2013年第4期18-22,50共6页
反应堆压力容器是压水堆核电厂的关键设备之一,其设计寿命是核电厂寿命的关键因素。从反应堆压力容器的材料、结构设计和在役监督等方面,通过对比分析M310,CNP1000,AP1000和EPR等堆型反应堆压力容器设计,对影响其60年设计寿命的因素进... 反应堆压力容器是压水堆核电厂的关键设备之一,其设计寿命是核电厂寿命的关键因素。从反应堆压力容器的材料、结构设计和在役监督等方面,通过对比分析M310,CNP1000,AP1000和EPR等堆型反应堆压力容器设计,对影响其60年设计寿命的因素进行探讨,同时结合国内反应堆压力容器制造情况,提出满足反应堆压力容器60年设计寿命的一些优化措施。 展开更多
关键词 反应堆压力容器 60年设计寿命 材料 结构设计 在役监督
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