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......
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......
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......
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......
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......
采用MFF-3000电磁振动微动疲劳与磨损试验机,研究两种抗振条材料(退火405不锈钢和淬火回火06Cr13)对690合金传热管的微动磨损性能......
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......
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......
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......
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......
通过化学浸泡试验、动电位极化曲线并结合扫描电镜（SEM）对晶间腐蚀形貌的观察,研究探讨了ASTM A262B法、C法以及硝酸-氢氟酸法三种化......
采用阳极极化法研究了热处理工艺对核电厂蒸汽发生器传热管用镍基690合金腐蚀性能影响。试样经过3%、5%的形变量后,在1 080℃、1 1......
为探讨Pb对690合金腐蚀行为的影响开展了有/无Pb的腐蚀试验,采用扫描电镜（SEM）方法、局部电化学交流阻抗（LEIS）方法分别研究了690合金......
基于DICTRA中的长大扩散模型模拟计算690合金在不同温度和不同时间热处理条件下的晶界碳化物析出行为和贫Cr区演化过程。研究结果......
本文研究硫代硫酸根离子对镍基６９０合金在氯化钠水溶液中之孔蚀行为。发现在单纯硫代硫酸钠水溶液中，镍基６９０合金不发生孔蚀。在氯化钠水溶......
综述了铁镍基和镍基高温合金中氢的渗透和氢脆的决定性影响因素--氢"陷阱"和表面氧化保护膜对这类合金抗氢渗透和氢脆性能的影响,......
针对690合金应力腐蚀问题，在核电一回路模拟环境中，采用恒载荷和慢应变速率拉伸实验方法，研究了690合金的应力腐蚀开裂行为，并通过扫描......
利用EBSD技术作为主要研究手段,主要论述了经拉伸后材料内部晶界取向差的变化。对蒸汽发生器管材Inconel合金进行了实验研究,采用......
应用透射电子显微镜（ＴＥＭ）研究了６９０合金经固溶热处理，及经不同温度（６００－８００℃）和不同时间（０．５－２００ｈ）时效热处理后的显微组织结。果表明：６９０合金经过固溶处理及时效热......
用SEM研究了含有高比例低∑重位点阵（CSL）晶界的镍基690合金在715℃时效过程中不同类型晶界上碳化物的形貌演化．结果表明：低∑CSL晶界......
结合690合金传热管国产化需要,就关键元素C、热变形、冷变形、热处理等关键因素对690合金晶粒尺寸的影响进行模拟研究,结果表明,(1......
在小载荷冲击实验台上，通过改造夹具，实现了管／平面接触方式，以模拟蒸汽发生器中传热管与抗震条发生的微幅冲击磨损。以690合金传热管......
采用销加载拉伸方法和直流电压降法测试技术,测量了室温和高温325℃空气中3种不同工艺的690合金传热管的疲劳裂纹扩展速率.试验采......
将690合金样品在高压釜内进行4400 h含高温高压水腐蚀试验,采用扫描电子显微镜(SEM)、X射线衍射分析(XRD)、俄歇电子能谱(AES)和拉......
在卧式高温微动磨损试验机(PLINT TE77)上,采取线接触方式,研究690合金传热管/405不锈钢抗振条在干态不同温度下的切向微动磨损特......
分析了爆破阀剪切盖用690合金的力学性能,给出了理论计算获得690合金固溶处理温度的方法,验证了固溶处理温度计算的合理性。......
对690合金在冷加工与中间热处理过程中的组织和性能的演化规律进行了研究,结果表明冷轧变形量、退火温度和保温时间均对690合金的......
基于DCPD方法测量了690合金在室温空气、325℃空气和325℃除氧超纯水中的疲劳裂纹扩展速率。试验结果采用Priddle模型进行拟合分析......
围绕爆破阀剪切盖用690镍基合金大规格棒材的制造过程,重点介绍了该合金的特性及在制造难点方面的研究结果。通过近年来的技术攻关......
通过对爆破阀剪切盖材料690合金的力学性能进行分析,提出了材料含碳量的选材要求,并通过试验证明了选材的正确性。......
微动是蒸汽发生器传热管失效的一个主要原因,揭示传热管用690合金的微动疲劳十分重要。本文通过有限元模型和自编程序计算分析了69......
采用销加载拉伸（PLT）方法和直流电压降法（DCPD）测试技术,测量了690合金管在室温和高温325℃空气中的疲劳裂纹扩展速率。结果采用Priddl......
利用Gleeble热模拟实验以及有限元分析了高应变速率对690合金热变形行为以及挤压可行性的影响,并根据实验和有限元结果进行实际挤......
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利用透射电子显微镜(TEM)、扫描电子显微镜(SEM)、电化学工作站等研究了不同变形量690合金微观组织及在3.5%NaCl水溶液中的电化学......
期刊
蒸发器传热管是核电站关键部件之一,常发生应力腐蚀破坏。本文讨论了关键合金元素对Fe-Cr-Ni合金应力腐蚀行为的影响及其作用机理,......
