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屏蔽主泵电机壳体断裂韧性评估

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摘要 屏蔽主泵是第三代非能动核电厂中的关键动设备,其电机壳体采用了易发生低温脆化的SA 508,Grade 1材料,需要开展断裂韧性评估,本文从试验和计算分析角度对该材料进行断裂韧性评估,对比国内外制造厂试验得出的参考无延性转变温度。结果表明,国内制造厂还需进一步进行制造工艺的技术攻关,同时,对国内制造厂研制的材料按照ASME附录G进行断裂韧性评估。分析结果表明,其断裂韧性满足要求,采用该方法进行评估,在保证安全评价可靠的前提下,促进了材料的国产化。
出处 《中国设备工程》 2017年第22期107-109,共3页 China Plant Engineering
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  • 1郑香增,夏佃秀,李兴芳.落锤试验测定船板的无塑性转变温度[J].山东冶金,2004,26(1):57-58. 被引量:4
  • 2张晓中.压力容器用钢辐照脆化评估方法比较[J].核动力工程,2006,27(2):26-29. 被引量:6
  • 3宁冬,姚伟达.核电厂核级承压设备对铁素体材料的断裂韧性基本要求[J].核安全,2005,4(4):27-31. 被引量:3
  • 4周慧久,黄明志.金属材料强度学[M].北京:科学出版社,1989.
  • 5清华大学核能技术设计研究院.金属堆内构件设计说明书[R].北京:清华大学核能技术设计研究院,2009.
  • 6清华大学核能技术设计研究院.金属堆内构件设备规格书[R].北京:清华大学核能技术设计研究院,2009.
  • 7清华大学核能技术设计研究院.金属堆内构件铬钼合金钢锻件技术规格书[R].北京:清华大学核能技术设计研究院,2009.
  • 8清华大学核能技术设计研究院.金属堆内构件铬钼合金钢板技术规格书[R].北京:清华大学核能技术设计研究院,2009.
  • 9清华大学核能技术设计研究院.金属堆内构件包装和运输技术条件[R].北京:清华大学核能技术设计研究院,2009.
  • 10清华大学核能技术设计研究院.金属堆内构件焊接技能评定[R].北京:清华大学核能技术设计研究院,2009.

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