热老化脆化相关论文
在核电压水堆一回路系统中,主管道是将堆芯中核燃料产生的热能通过循环水传递到二回路的核一级安全部件。主管道的主要作用是通过......
17-4PH不锈钢因其优异的力学性能及在海水和酸环境中良好的耐腐蚀性能,而被广泛用于制造压水堆核电站二回路主蒸汽隔离阀(MISV)的......
本文系统介绍了VVER-1000型反应堆压力容器（RPV）的温度监督情况,针对田湾核电站1#机组RPV的温度监督测试结果进行分析,评价运行3年后......
为探索实际服役环境对核电主管道用双相不锈钢热老化脆化的影响，在空气及模拟工况两种不同介质环境对核电一回路主管道用Z3CN20-09M......
基于核电站压水堆的一回路主冷却管道的服役条件，本文对Z3CN20．09M 铸造双相不锈钢进行了长时热老化实验，采用透射电镜对其老化态的显......
压水堆核电站中的一回路主冷却剂管道用铸造奥氏体不锈钢(CASS)长期在反应堆环境下服役,面临热老化脆化问题。本文利用时效参数外......
在压水堆核电厂中,主管道奥氏体不锈钢焊缝长期在其热老化敏感温度(280~325℃)下运行,为了研究主管道奥氏体不锈钢焊缝在核电厂运......
核电一回路作为反应堆冷却剂压力边界的一部分,是保证核电站安全运行的一道重要屏障。铸造双相不锈钢以其良好的耐腐蚀和机械性能......
核电站主蒸汽系统中的阀杆等关键部件常用材料为17-4PH马氏体不锈钢,在300℃左右的高温环境下,该材料会随服役时间的延长发生热老......
目前,在役的核电站—回路管道,主要使用铸造奥氏体-铁素体双相不锈钢,并且已经实现了国产化。铸造双相不锈钢中的铁素体相在一回路......
