铸造奥氏体不锈钢相关论文
粗晶结构引起的低信噪比给铸造奥氏体不锈钢(cast austenitic stainless steel,CASS)的超声无损检测带来了巨大困难.基于电子背散......
本文对取自某核电站的主管道材料进行了400 °C 长达20000 h 的长期热老化处理，研究了热 老化过程中材料力学性能和微观组织的变化......
为研究热老化对AP1000主泵泵壳的制造材料——铸造奥氏体不锈钢CF8A动态断裂韧性的影响,采用夏比预裂纹试样,利用示波落锤冲击试验......
铸造奥氏体不锈钢有强磁性,因此无法满足客户要求。采用OM、SEM和XRD对铸造奥氏体不锈钢的显微组织进行观测,研究了铸造奥氏体不锈......
研究了牌号为Z3CN20-09M的铸造奥氏体不锈钢在400℃下老化时间为100~3000 h时的纳米压入硬度和铁素体含量的变化规律,并用透射电镜......
研究了应用磁性无损检测方法评估核电站主管道用铸造奥氏体不锈钢(CASS)的热老化状态,结果表明在400℃下热老化不同时间,CASS的冲......
Effect of low-frequency rotary electromagnetic-field on solidification structure of continuous casti
理解奥氏体的不锈钢的团结行为在旋转电磁地，影响低频率旋转在在水平连续的扔的奥氏体的不锈钢的团结结构上电磁地基于工业实验被调......
介绍了核电厂用铸造奥氏体不锈钢材料的热老化效应、影响因素及铁素体相的特点等，举例分析并讨论了热老化过程中出现的反常现象。从......
研制的0.02 C-25.16 Cr-25.21 Ni-4.25 Mo-3.08 Cu奥氏体不锈钢的铸态组织中有碳化物和σ金属间相析出,经650 ℃×2 h空冷敏化......
压水堆核电厂主管道用国产铸造奥氏体不锈钢(CASS)长期服役会面临着热老化问题.在400℃高温下开展CASS材料的加速热老化实验,采用......
研究了铸造奥氏体不锈钢中铁素体与奥氏体位向关系及其对超声散射衰减的影响.利用电子背散射衍射技术表征了两相的晶体取向及其位......
为了研究热老化对铸造奥氏体不锈钢断裂韧性的影响及其微观机理,按照ASTME1820-05a等实验标准,采用标准C（T）试样对Z3CN20.09M铸造奥......
铸造奥氏体不锈钢有强磁性，因此无法满足客户要求。采用OM、SEM和XRD对铸造奥氏体不锈钢的显微组织进行观测，研究了铸造奥氏体不锈钢......
在获得σ相析出显著恶化核电主管道铸造奥氏体不锈钢Z3CN20.09M冲击韧性的基础上,采用等温退火、光学显微镜（OM）、扫描电镜（SEM）等研究......
为验证一回路关键部件铸造奥氏体不锈钢(CASS)在整个寿期内的适用性,结合CASS部件运行期间的主要老化机理,对核电站铸造奥氏体不锈......
为研究热老化对AP1000主泵泵壳的制造材料——铸造奥氏体不锈钢CF8的动态断裂韧性的影响,采用夏比预裂纹试样,利用示波落锤冲击试......
铸造奥氏体不锈钢(Cast Austenitic Stainless Steel,CASS)以其良好的断裂韧性、耐腐蚀性和焊接性,被用作压水堆核电站一回路壁厚6......
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......
从热老化机理、研究方法、取得的成果等方面综述了半个多世纪以来国内外关于压水堆核电站一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究......
铸造奥氏体不锈钢(Cast austenitic stainless steel,CASS)管道的焊接质量直接关系到核反应堆的安全,在核动力装置的检验规范中,对......
核电厂主管道用国产铸造奥氏体不锈钢在长期服役时面临着热老化问题。分析了材料激活能经验计算公式的适用性问题,设计了材料加速......
探讨热老化对核电站主管道用铸造奥氏体不锈钢Z3CN20.09M拉伸性能的影响.通过对不同热老化时间下的试样进行了拉伸试验,结合扫描电......
将铸造奥氏体不锈钢在400℃下时效至10~4h,通过力学性能测试和组织观察,分析了老化时间对力学性能和组织结构的影响.结果表明:铁素......
从核电站一回路铸造奥氏体不锈钢热老化现象、热老化后力学性能变化趋势及力学性能预测流程等方面,对铸造奥氏体不锈钢热老化后冲......
