核容器用SA508CL.3钢大锻件调质热处理的研究
被引量:4
Research on Quenching and Tempering Heat Treatment of Large SA508CL.3 Steel Forging of Nuclear Vessel
出处
《机械制造》
北大核心
2002年第10期44-45,共2页
Machinery
同被引文献11
-
1孙永立,郭长山,游世安,程义.国产SA-508Cr.3CI.1锻件厚度-冷却速度-组织-力学性能的关系[J].黑龙江冶金,1999,0(4):11-15. 被引量:1
-
2王泾文.淬火温度对20CrMnTi钢组织和性能的影响[J].热加工工艺,2005,34(1):50-51. 被引量:15
-
3欧阳予.世界主要核电国家发展战略与我国核电规划[J].现代电力,2006,23(5):1-10. 被引量:10
-
4法国核岛设备建造协会.RCC.M规范:压水堆核岛机械设备的设计与建造规范(第4册M篇),2000版及2002版补遗[S].
-
5李云良,张汉谦,彭碧草,李金富.核电压力容器用钢的发展及研究现状[J].压力容器,2010,27(5):36-43. 被引量:32
-
6胡本芙,卜勇,吴承建,林岳萌.N/Al比值对A508-3钢的组织和性能的影响[J].钢铁,1999,34(1):39-43. 被引量:17
-
7白晶,梁宝乙,赵长春,张俊彦.大型核电锻件用16MND5钢韧脆转变温度的确定[J].大型铸锻件,2011(6):13-16. 被引量:5
-
8梁宝乙,白晶,赵长春,张俊彦.核电压力容器锻件用16MND5钢的热处理工艺[J].钢铁研究学报,2012,24(1):44-47. 被引量:6
-
9施熔刚,姜述杰,张强生,李巨峰,王京.双相区亚温淬火对核电Mn-Mo-Ni钢300 mm级厚壁锻件的性能提升和组织优化[J].热加工工艺,2018,47(22):224-229. 被引量:2
-
10盛钟琦,萧洪,彭峰,邹岷.20MnNiMo钢晶粒组织的细化(英文)[J].中国核科技报告,1997(1):646-654. 被引量:2
引证文献4
-
1梁宝乙,白晶,赵长春,张俊彦.核电压力容器锻件用16MND5钢的热处理工艺[J].钢铁研究学报,2012,24(1):44-47. 被引量:6
-
2陈海波,罗英,王小彬,尹祁伟.反应堆压力容器特厚锻件制造及性能研究[J].热加工工艺,2016,45(7):164-166.
-
3李少飞,任利国,李家驹.核岛压力容器厚壁直角弯管锻件的制造[J].一重技术,2020(4):43-47.
-
4王玉红,马廷威,高文成.核电压力容器用16MND5钢筒形件的锻造[J].大型铸锻件,2021(6):14-15. 被引量:1
二级引证文献7
-
1王实,孙建亮,彭艳,董志奎,邱丑武.基于热加工图的20MND5钢的高温热变形行为[J].材料热处理学报,2016,37(12):189-195.
-
2王爽,颜秉宇,胡海洋,孙殿东.核反应堆压力容器用16MND5钢板的开发[J].压力容器,2018,35(2):74-78. 被引量:6
-
3郭潇,王智聪,陈建超.低温压力容器用SA537 CL2钢板的开发[J].轧钢,2021,38(4):108-111. 被引量:2
-
4李映婵,陈东风,祖勇,刘晓龙,李眉娟,白若玉,侯宇晗,李玉庆,孙凯.焊后热处理对16MND5钢焊接组织结构与残余应力的影响[J].原子能科学技术,2021,55(10):1850-1856. 被引量:6
-
5王玉红,马廷威,高文成.核电压力容器用16MND5钢筒形件的锻造[J].大型铸锻件,2021(6):14-15. 被引量:1
-
6马武江,任发才,王元华,陈飞.模块化反应堆压力容器带管嘴筒体法兰接管段整体锻造成形方法[J].大型铸锻件,2022(5):42-45. 被引量:1
-
7任国松.焊后热处理对核反应堆压力容器用16MND5钢组织和性能的影响[J].上海金属,2024,46(1):24-29.
-
1金文悌.我国核容器技术的现状和展望[J].压力容器,1993,10(5):71-75. 被引量:2
-
2汤健.小型核容器锻件制造工艺研究[J].压力容器,1997,14(4):66-71.
-
3沈伯坤.大中型压水堆核电厂核容器制造国产化问题的探讨[J].核电工程与技术,1991,4(1):17-24.
-
4许文清,高学功.BQH—20型乏燃料运输容器力学分析[J].核工程研究与设计,1998(26):24-30. 被引量:4
-
5张智峰,李向.ACP1000核电堆内构件用大锻件的国产化研制[J].装备机械,2015(3):46-51. 被引量:2
-
6吴向东,梅树才.脉冲堆核容器两元混合气体保护焊[J].核动力工程,1991,12(1):74-78.
-
7戴树和.核容器焊接质量疲劳可靠性评估的试验研究[J].核科学与工程,1993,13(3):240-246. 被引量:1
-
8任利国,张文辉.整体顶盖锻件均质性评价[J].一重技术,2011(6):31-35.
-
9陈永波,张国刚,张智峰,靳海山.核电堆内构件大锻件特点及国内研制现状[J].装备机械,2011(2):38-41. 被引量:2
-
10马蒙,金鑫,袁旭光,梅雪强.AP1000主设备大型锻件不符合项分析与预防[J].压力容器,2016,33(10):66-73. 被引量:3
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