【摘 要】
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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
【机 构】
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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
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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。
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