690合金相关论文
利用SEM和EBSD技术研究了镍基690合金在715℃时效15 h后不同类型的三晶交界附近3个晶界上碳化物的析出形貌。结果表明:对于不同类......
研究了690合金U形传热管弯制成型以及成型后的消应力过程。通过ANSYS有限元软件进行了数值模拟，获得了弯管区的残余应力。根据分析......
分析对比了国产和进口690TT合金传热管材料的显微组织,确认两者的显微组织差异不明显后,在模拟核电厂高温高压一回路水环境(300℃......
核电压力边界设备长期运行在高温腐蚀性介质中,应力腐蚀开裂（SCC）导致的破损失效问题困扰着核电厂的运行安全性和经济性。上世纪60年......
利用金相显微镜和扫描电镜（SEM ），定性地研究了碳含量、特殊热处理（TT 处理）时间、固溶温度对690 合金微观组织演变过程的影响。通过690......
运用EBSD(电子背散射衍射,electron backscattereddiffraction)收集了部分再结晶状态690合金样品表面的显微取向信息。运用TSL-EBS......
利用Thermo-Calc、DICTRA软件及其数据库,建立碳化物长大-Cr原子扩散模型,进行镍基690合金晶界贫Cr区演变的动力学模拟研究,并与扫......
采用高精度PLINT高温微动磨损试验机研究了690合金及其表面等离子体化学气相沉积(PCVD)制备TiN/TiSiN多层膜的高温微动磨损特性。......
核能作为一种能量密度大、效率高、洁净和可大规模工业生产应用的能源,是能大规模替代化石能源的新能源之一。蒸汽发生器作为核电......
采用SEM方法研究不同温度固溶处理的690合金组织结构,利用动电位极化、电化学阻抗和局部电化学交流阻抗(LEIS)等方法研究了其在NaO......
利用TEM和SEM观察了690合金管中TiN夹杂物的存在形式及其分布状态,通过高温高压电化学实验和应力腐蚀浸泡实验研究了690合金管在高......
不同轧制变形量的镍基690合金试样在1120℃×5 min的固溶处理和720℃×10 h的脱敏处理后,进行了晶粒度、特殊晶界比例及晶问腐蚀性......
利用动电位极化曲线、电化学阻抗谱和电流-时间响应曲线对690合金在NaCl溶液中的电化学行为进行了研究。结果表明,690合金在不同浓......
采用扫描电子显微镜(SEM)、背散射电子衍射分析技术(EBSD)研究了TT处理对690合金微观组织结构的影响。研究表明:TT处理不仅可以控......
采用Tafel极化曲线法和电化学阻抗法研究了690合金在乙醇胺(ETA)和全挥发处理(AVT)两种水工况下的电化学行为,并着重考察了pH值、......
通过模拟压水堆一回路水环境,对690和800两种合金进行了在含Zn 10μg/kg、320℃高温溶液中浸泡1000 h的腐蚀实验,并对实验后的试样......
对比了采用"真空固溶+真空脱敏热处理"和"空气炉固溶+空气炉脱敏热处理"两种不同的热处理方式对爆破阀剪切盖材料690合金棒材组织......
针对2种N含量(0.001%和0.03%,质量分数)的690合金,采用SEM,TEM并结合EDS分析等手段系统研究了时效处理后合金晶界碳化物和晶界附近......
利用自行搭建的高温高压水循环回路系统和高温高压原位划伤装置,研究了690合金在不同温度下的极化行为和在空气中单道划伤、在高温......
采用不同热处理工艺对热轧态690合金棒材进行处理,研究了合金的晶粒长大倾向,分析了晶粒尺寸对碳化物析出及晶界区域化学成分演变......
利用扫描电镜(SEM)、X射线光电子谱(XPS)、X射线衍射(XRD)分析以及电化学实验研究了乙醇胺(ETA)浓度对碳钢和690合金浸泡腐蚀和电......
Inconel690合金(以下简称690合金)以其优异的抗应力腐蚀性能，取代600合金成为理想的核电蒸汽发生器传热管材料。本文采用光学显微镜......
蒸汽发生器作为核电系统中一回路和二回路热传导的核心部件。其中高温高压介质的流动导致传热管与抗振条之间存在不可避免的微动磨......
690合金作为压水反应堆的蒸汽发生器传热管材料，已经逐渐代替600合金，虽然取得了较好的效果，但随着核电工业的发展，进一步提高蒸汽发生......
利用物理模拟实验方法对具有不同晶粒尺寸的690合金试样进行热压缩变形实验,变形温度范围为1100～1200℃,应变速率分别为0.1,1,10s-1......
690合金中的相析出规律直接影响着其晶界应力腐蚀抗力。应用Thermo-Calc 软件模拟计算了690合金的成分变化和热处理温度对平衡相析......
利用物理模拟实验方法对690合金进行恒温恒速压缩实验,变形温度范围为1050～1250℃,应变速率分别为0.1,1、5,10s-1,获得了合金的流变......
690合金作为压水堆核电站蒸汽发生器传热管的一种关键材料,其在碱性环境下还原态硫导致的钝化膜的腐蚀退化是引发应力腐蚀开裂的关......
通过热物理模拟实验研究了690合金在热变形过程中的再结晶行为,使用定量金相的方法建立了690合金的再结晶图。结果表明:热变形过程......
采用扫描电子显微镜和X射线衍射仪研究了Cl-对690合金在高温高压水中腐蚀行为的影响.研究表明:690合金内外表面状态对其腐蚀形貌有......
690合金是一种面心立方结构的镍基高温合金,具有优异的高温力学性能和耐腐蚀性能,被广泛应用于核电、石油化工和航空航天等领域。......
利用微动磨损试验机，在载荷50 N以及位移幅值为60 μm、100 μm、150 μm的工况下，研究了690合金材料在常温下的微动磨损行为及其动......
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采用扫描电子显微镜和X射线衍射仪研究了Cl^-对690合金在高温高压水中腐蚀行为的影响。研究表明：690合金内外表面状态对其腐蚀形貌......
摘?要 为了研究不同划伤下690合金的腐蚀行为，使用自制装置模拟制备了蒸汽发生器管材在装配中产生的划伤。使用扫描电镜对高温浸泡......
核电站中的690合金面临不同的酸碱性工作环境，其表面形成的钝化膜会影响自身的应力腐蚀。以pH值为1．0的H2SO4溶液和pH值为13．6的NaOH......
核电设备中的蒸气发生器传热管材料Inconel 690舍金在高温高压力下易发生微动而影响其使用寿命。在Instron 8850动态疲劳试验机上......
阐述我国核电事业发展的必要性,介绍核电蒸发器用管的情况和长钢在我国核电事业发展中的地位.......
利用形变及热处理工艺提高了690合金的低Σ重位点阵（Coincidence Site Lattice, CSL）晶界比例，通过电子背散射衍射（EBSD）技术表征了由不......
简要介绍上海大学“核电站关键材料的基础问题研究”课题组关于690合金晶界工程（grainboundaryengineering，GBE）的研究情况．借助上海大......
2013年9月14日，国家能源局组织、中国机械工业联合会主持召开了国产ACPl000核电蒸汽发生器用690合金U型传热管产品鉴定会，宝钢特钢宝......
由宝钢集团有限公司（简称宝钢）自主研发的新一代蒸汽发生器用690合金U型核电用传热管将首次用于国家重点示范工程CAP1400机组上。201......
江苏银环精密钢管有限公司（简称江苏银环）成立于1991年，前身为宜兴市精密钢管厂，注册资本8．19亿元，是一家专业从事核电、火电、石油化工......
以核安全1级“薄、细、长”核电蒸发器用690 U形管的生产组织方式为研究对象,研究其在生产制造过程中物流、信息流和过程质量控制......
研究了碳、磷、铝、钛等元素和不同热处理制度对６９０合金显微组织和晶间腐蚀，应力腐蚀性能的影响。结果表明，６９０合金中碳、磷含量提高均明显......
