摘要
核能是能源的重要发展方向。世界上发展最快的能源就是核电,而在核电站中压水堆所占的比例愈来愈高。
出处
《大型铸锻件》
1984年第4期25-42,共18页
Heavy Casting and Forging
参考文献14
-
1Manfuacture of Large Austentic Steel Forgings for Nuclear Components T. Salinetti等.第七届国际锻造师会议论文集.
-
2Large Diameter Stainless Steel Disc Forgings for Core Intervals of Reactor Pressure Vessels. K.Suzuki, International Symposium on Stainless Steels.
-
3依若尔工厂的金属压力加工,О.Ф.达里列夫斯基等,苏联《Кузнечно-щтамцовочое цроизводсгво》.1970,4
-
4变形的控制条件对不锈钢重型锻件性能的影响,JiRi Elfmark, Hutnicke Listy, 1978, 10.
-
5碳和钛对CSN 17247奥氏体锻钢件机械性能的影响,JiRi Elfmark, Hutnicke Listy, 1982,12.
-
6锻造工艺基础,清华大学、哈工大.1974.
-
7A Modified Type 347 Stainless Steel for Nuclear Power, Applications of Metal Progress, 1979, 9.
-
8Inroducing Boron 304-A Stainless Steel for the Nuclear Industry, Stainless Steel Industry, 1881, 7.
-
9Einfluβ der Temperatur und Umformung auf die Eigenschaften der Schmiedst ucke aus austenitschen Chromnicke|stah|en.杜.斯蒂维克,捷克斯科连工厂的报告,Neue Hutte.1981,3.
-
10Oxidation Behavior of a Fine Grained Rapidly Solidified 18-8 Stainless Steel,G.J. Yurek等, Metallurgical Transactions, 1982, 3.
同被引文献25
-
1李元太,张春来,雷中黎.压水堆一回路管道的铸造工艺及其国产化[J].核动力工程,2009,30(S2):6-10. 被引量:12
-
2王孜.国外核电站一回路系统铸锻件用钢及其制造技术[J].大型铸锻件,1993(2):21-30. 被引量:1
-
3蒋淑芳.压水堆核电站主管道选材及焊接[J].焊接研究与生产,1993(2):34-37. 被引量:1
-
4赵彦芬,遆文新,汪小龙,薛飞.核电站用钢管材料及其国产化[J].钢管,2007,36(2):11-14. 被引量:27
-
5许连义.AP1000核岛主要设备的国产化[J].中国核工业,2007(6):14-15. 被引量:17
-
6夏生兰 顾世雄.压水堆一回路水质标准的腐蚀依据[J].核动力工程,1988,9(2):60-65.
-
7迟泽浩一郎.不锈钢耐蚀钢的发展[M].北京:冶金工业出版社,2007.
-
8长谷川正义,三岛良绩.核反应堆材料手册[M].孙守仁译.北京:原子能出版社,1987.
-
9Staehle R W.Stress Corrosion Cracking and Hydrogen Embrittlement of Iron Base Alloys, Unieux,Firminy,June 12-16, 1973[C].Housron: National Association of Corrosion Engineers, c 1977.
-
10Klanica F, Rao G. Reactor Coolant Loop Seamless Forged and Formed Pipe Fabrication Specification [S].Westinghouse Electric Company LLC, 2008.
二级引证文献38
-
1邓冬,熊冬庆,吕艳新,张发云,黄炳臣.百万千瓦级核电站AP1000锻造主管道的制造工艺及质量控制[J].制造技术与机床,2014(3):66-68. 被引量:1
-
2潘品李,钟约先,马庆贤,袁朝龙,罗晋平.316LN钢多道次变形条件下的动态再结晶行为[J].塑性工程学报,2011,18(5):13-18. 被引量:15
-
3罗小勇.南水北调中线工程交叉建筑物环保初步设计体会[J].水利水电快报,2000,21(6):23-24.
-
4潘品李,钟约先,马庆贤,袁朝龙,朱思阳.核电主管道用钢316LN高温变形性能研究[J].中国机械工程,2012,23(11):1354-1359. 被引量:12
-
5陈红宇,宋树康,杜军毅.AP1000锻造主管道制造技术进展[J].大型铸锻件,2013(2):1-3. 被引量:10
-
6潘品李,钟约先,马庆贤,袁朝龙.核电主管道锻件锻造成形均匀性模拟研究[J].机械工程学报,2013,49(10):97-102. 被引量:9
-
7潘品李,钟约先,马庆贤,袁朝龙.核电主管道材料316LN钢塑性成形过程晶粒细化[J].清华大学学报(自然科学版),2013,53(3):289-294. 被引量:5
-
8马雪原.核级管道管件技术要求及采购研究[J].机电产品开发与创新,2013,26(4):163-164. 被引量:1
-
9孙建立,王续跃,高航,杨连文.弯管内表面数控铣削加工方法研究[J].中国机械工程,2013,24(21):2872-2875. 被引量:1
-
10江振标,刘志诚,李冠英.压水堆核电厂主管道静态铸造质量控制措施的研究[J].中国核电,2013,6(4):343-347. 被引量:2
-
1金佳琳,何德海,周文来.超声波探伤技术在屏蔽电机不锈钢锻件上的应用[J].防爆电机,1999(2):38-40.
-
2中外压力容器用不锈钢锻件的材质[J].锻造与冲压,2006(C00):49-51.
-
3乔晓勇.长江三峡工程永久船闸用不锈钢0Cr19Ni9N锻件的开发生产[J].太钢科技,2000(4):15-16.
-
4任勇.国外六十万千瓦水堆核电站现状及发展前景[J].国外核动力,1990(4):18-30.
-
5圧水堆动态模型[J].应用科技,2010,37(9):65-65.
-
6何志勇.【德】不锈钢铸件[J].大型铸锻件,1988(3):78-78.
-
7张福荣.非能动安全系统在核潜艇压水堆动力装置中的应用[J].现代舰船,1993,0(5):23-25.
-
8我省核电站安全状况与核应急体系建设情况[J].环境,2011(7):54-55.
-
9郑中兴,陈志源.核电站用大型不锈钢锻件的超声探伤[J].大型铸锻件,1985(1):36-39.
-
10桂运平.轻水堆堆内构件大型不锈钢锻件的制造和性能[J].大型铸锻件,1987(3):20-28.