SA508-3钢相关论文
利用SEM、TEM、XRD和EBSD等微观分析手段,研究了核电SA508-3钢马氏体(M)-残余奥氏体(AR)岛(M-A岛)高温回火转变对冲击韧性的影响机......
SA508-3钢是核电压力容器的主要材料之一,但随着核电压力容器向着整体化、厚壁化、大尺寸化方向发展,传统铸锻技术越来越难以保证......
核电封头锻件因其尺寸大(直径为2990mm),在锻造和热处理过程中容易形成晶粒粗大和组织不均匀的现象,为了消除以上组织缺陷,常采用......
作为改良工件性能的最后一步工序,热处理在机械加工中占据着不可代替的位置,对于大型锻件的热处理更是如此。大型锻件的热处理是一......
为研究初始晶粒度对SA508-3钢热变形后微观组织的作用规律,将Φ10mm×15mm圆柱形试样置于电阻加热炉中加热并保温不同时间,以获得......
为获得SA508-3钢铸态粗晶组织热变形过程中的晶粒细化和均匀化规律,通过Gleeble单道次高温热压缩实验(950℃~1250℃,0.001s-1~1s-1......
SA508-3钢由于其优良的力学和理化性能而被广泛应用于核电大型锻件的制造。为了控制锻件的形状,并掌握大型锻件成形过程中开裂破坏......
采用Gleeble-1500D热模拟试验机对SA508-3钢在温度为1073～1473 K、应变速率为0. 001～1 s-1时进行了热压缩实验,获得了既定变形条件下......
针对SA508-3钢,采用窄间隙埋弧焊方法对厚度100 mm钢板进行了焊接,分析不同焊接热输入下焊接接头的低温冲击、硬度分布、抗拉强度......
将核电用SA508-3钢试样分别在温度900~1 250°C下加热0~300min进行奥氏体化热处理,测量处理后的奥氏体晶粒直径,对奥氏体晶粒......
采用自动TIG焊方法对核电SA508-3钢焊趾部位回火焊道技术进行了研究.试验结果表明,随着参数S的增大,焊趾处的粗晶区分别经历了完全......
采用激光扫描共聚焦显微镜原位观察了SA508—3钢连续冷却时夹杂物的析出及贝氏体的形成过程，研究了冷却速度和冷却方式对夹杂物析出......
介绍了核反应堆容器用SA508-3钢锻件试样,经历不同的模拟焊后热处理工艺后,组织变化导致低温韧性下降,并分析了其原因。......
针对由某公司生产首次应用到核电上的SA508-3钢,采用膨胀法在Gleeble1500D热模拟机上测定了其焊接连续冷却转变的膨胀曲线,结合显......
为了准确地预测核电SA508-3钢的大型筒体环焊温度和残余应力变化规律,基于ANSYS有限元软件,引入子结构法优化焊接模拟过程,并比较......
针对由某公司生产首次应用到核电设备上的SA508-3钢,为了获得焊接残余应力分布及规律,采用ANSYS有限元软件对60 mm厚圆筒纵焊的焊......
利用箱式电阻炉对SA508-3钢进行了不同条件下的加热保温实验，分别讨论了加热温度及保温时间对奥氏体晶粒长大的影响。实验结果表明：M......
针对大型核容器SA508-3钢焊接接头断裂韧度进行了研究.结果表明,在大试样条件下,母材、焊缝金属及热影响区的断裂韧度存在差异,焊......
利用快速热膨胀仪测得SA508-3钢奥氏体化后以不同冷速冷至室温的热膨胀曲线,通过切线法分析热膨胀曲线并结合金相显微镜（OM）、扫描电......
近场动力学(PD)是一种新型固体力学理论,基于非局部假设,在连续和非连续问题上采用统一框架进行求解,在最近十年得到了极大的关注......
SA508-3钢是目前大型核反应堆压力容器的主要材料,从材料成形角度提高SA508-3钢大型锻件整体性能从而提高零件安全性是大型铸锻件......
针对由某公司生产应用于核压力容器的SA508-3钢,为了获得不同高温下的组织性能特征参数,在Gleeble1500D热模拟机上,采用凝固法对80......
针对核电设备常用钢种SA508-3钢,采用钨极氩弧自动焊接方法,对该钢种在使用回火焊道焊接技术修复时的焊道搭接量进行了分析。试验......
回火焊道焊接技术作为取代焊后热处理的新型焊接修复技术受到了国外的广泛关注，已将其成功地应用于核电部件的焊接修复，国内对回火焊......
核电站核岛大型压力容器封头是核电站主设备中最重要的承压部件,具有形状复杂、轮廓尺寸大、重量大和结构一体化等特点,制造过程中......
锻造时需要确定始锻温度及控制锻造时的晶粒度。利用箱式电阻炉进行一系列保温实验,研究了核电压力容器材料SA508-3奥氏体不锈钢在......
由于大型锻件初始铸锭组织的不均匀性和锻造成形多道次、多工序、变形不均匀等特点,粗晶和混晶是大锻件常见的微观组织缺陷。粗晶......
SA508-3钢是一种低碳低合金钢，它具有优良的焊接性，塑韧性，可锻性，抗中子辐照性和低温冲击韧性，广泛应用于生产核反应堆压力容器。本文......
SA508-3钢具有强度高、韧性好和辐照脆化敏感性低等特性,是广泛应用的核电用钢。通过介绍其组织结构、化学成分、力学性能、冶金工......
针对核电设备用SA508-3钢临界粗晶区,采用热模拟技术研究了不预热下焊接热循环对临界粗晶区组织和性能的影响.结果表明,临界粗晶区......
针对核电设备用SA508-3钢粗晶区,采用热模拟技术研究了在不预热前提下二次焊接热循环峰值温度及冷却速率对粗晶区组织和性能的影响......
