核电站压力容器A508-3钢锻件的研制

第二重型机器厂从1981年开始对核电站压力容器用的 A508-3钢进行研制。以900MW 核电站筒体和管板为模拟件,拟定了制造工序,对冶金质量、机械性能作了试验。试验结果表明,钢的化学成分、探伤结果、夹杂物评级、晶粒度评级、常温和高温(350℃)拉伸性能、夏比 V 型缺口冲击性能、中子辐照后性能、RT_(NDT)、J_(IC)等,都满足技术要求,从而肯定 A508-3钢是制造核电站压力容器的优良钢种。

电弧炉冶炼低钨钢钨回收率的稳定性

本文分析了低钨钢钨回收率低的原因,认为钨回收率低主要是化学性因素影响所致。通过改进合金化等措施取得了良好效果:钨回收率提高了13个百分点以上,并稳定在95％左右。

提高50Mn18Cr4N护环钢纯洁度的炼钢因素分析与控制

本文分析了影响50Mn18Cr4N 护环钢纯洁度的冶炼因素,提出在电弧炉冶炼还原期采用“配备和倒入合金操作法”并提前造渣,同时改进浇注方法,可以有效提高钢的纯洁度。文章援引了采用本文所述措施生产的200MW 级护环钢的检验结果,表明其电解夹杂物总量降低到0.0095%,含氢量降低到3.9mL/100g。

管板锻件的解剖性能

本文叙述了A508-3钢管板的解割试验和试验结果,并分析了其解剖性能.

核反应堆压力容器用大型锻钢封头的制造和材料特性

为提高反应堆压力容器（RPV）的安全性、简化和缩短反应堆在运行期间的检查，要求反应堆部件大型化和整体化。