316LN相关论文
为解决聚变堆低温超导异型支撑壁厚尺寸不均匀、材料变形抗力较大、锻造温度范围窄、工装模具多、操作配合难度大等问题。本文对其......
316LN奥氏体不锈钢被选作第三代反应堆技术AP1000主管道用材,其机械性能和腐蚀性能已经在国内做了大量研究,得到了一些有价值的结......
316LN奥氏体不锈钢作为核电关键件材料,具有较好的力学性能和耐晶间应力腐蚀性能。第三代核电技术AP1000主管道采用一体化锻造成形......
通过极化曲线、阻抗谱等电化学测试方法,研究了316LN在含氯离子的CO2饱和水溶液中的电化学行为,并分析了不同因素对其耐蚀性的影响......
为对聚变堆低温超导磁体支撑的焊接变形进行控制和研究。文中首先对3 mm控氮不锈钢薄板进行了TIG焊对接焊试验和焊接变形的热弹塑......
基于有限元软件SYSWELD对不锈钢316LN激光自熔焊接的温度场进行了三维动态模拟,得出了瞬态温度场分布图和特征点的热循环曲线。结......
核电主管道是核反应堆冷却系统的核心部件,其质量是影响核电安全的重要因素。CAP1400核电系统由于装机容量的提升,使得主管道形状......
在热丝填充激光焊接316LN平板试验中，产生了热裂纹。为探讨热裂纹产生的成因，焊后对母材和焊材进行了化学成分分析，借助光学显微镜对......
通过极化曲线、阻抗谱及循环极化曲线等电化学测试方法研究不同酸性介质中C1-与NO3-对316LN腐蚀规律的影响。结果表明，随着Cl-的减......
对聚变堆用316LN奥氏体不锈钢熔化极活性气体保护电弧焊(MAG焊)接接头进行不同温度的热处理,并在液氮温度下进行夏比冲击试验。利......
针对核用316LN不锈钢锻件试环,采用OM,SEM,EDS等设备研究了δ铁素体对其冲击韧性的影响。结果表明,试环固溶处理的保温时间较短,导......
对VOD过程的重要参数和氮合金化过程控制要点等问题进行了讨论,采用30 t EBT+40 t LF+VOD+底吹氮气和氮化铬调氮+Ar气保护浇注的工......
在1 000、1 050、1 100℃下对试样进行固溶处理,再在650℃下进行敏化处理,利用EPR法确定热处理工艺对晶间腐蚀的影响。结果表明:当......
核电设备运行在高温高压复杂应力环境中，由于核电设备的特殊性，其安全性能的保障非常重要。热成形是核电设备关键零部件的主要制造工......
以ITER TF316LN奥氏体不锈钢无缝管为研究对象,研究了焊接、8%冷变形和650℃、200h的老化处理对316LN不锈钢管性能的影响。分别取......
ITER磁体支撑结构制造中大量使用316LN奥氏体不锈钢,其中极向场线圈支撑大部分任务由焊接完成。磁体支撑结构整体运行在一个超低温......
下一代超导磁体系统有着大电流、高磁场的显著特点,中心场约为5-7T,而最高场达到15T。为了满足如此高的磁场强度,作者需要制作能够......
为了研究焊后热处理对316LN焊接残余应力的影响,设计了拘束应力试验件并制定了热处理工艺方案,通过盲孔法测定热处理前后焊接残余......
ITER计划中纵场线圈采用管内电缆导体结构,简称CICC结构。由于无磁性的奥氏体不锈钢是核聚变反应堆的理想材料,导体铠甲采用的是材......
装配间隙是影响国际热核聚变实验反应堆(ITER)校正场线圈盒激光封焊质量的重要因素之一。采用热丝填充激光焊接,在离焦量分别为+5......
以核电用钢316LN为对象,研究其热成形过程中的开裂规律,以及变形开裂与温度、应变速率及应力三轴度等因素的关系;建立了高温状态下......
研究了热输入量不同的316LN不锈钢焊接接头在沸腾硝酸溶液中的晶间腐蚀特性,结果表明:焊接热输入量越大,焊接接头的抗晶间腐蚀性能......
分别对奥氏体不锈钢316LN基体材料进行5%、10%、20%的轧制变形,轧制变形后的材料在1050℃下进行30 min的退火处理。将经过轧制和轧......
目前关于金属材料热变形特性的研究很多，提出的一系列理论及方法也都被用于实际的生产过程。但是这些研究所基于的实验是等温恒定应......
