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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......
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......
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......
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......
本文应用金相显微镜(OM)原位拉伸、扫描电镜(SEM)原位拉伸对国产静态铸造奥氏体不锈钢、国产离心铸造奥氏体不锈钢和法国产离心铸......
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......
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......
大型压水堆核电站主管道多采用综合性能优良的铸造奥氏体不锈钢,但该材料在中温下长期服役会发生热老化脆化现象。总结了国内外的......
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......
