为应对日益严峻的能源危机和与全球气候变化息息相关的碳排放压力,我国正积极探索替代传统化石燃料的清洁能源。其中,核能作为近乎......

对316LN奥氏体不锈钢进行了不同温度(1020、1050和1070℃)的固溶处理,利用电子万能试验机对316LN奥氏体不锈钢在300℃的高温环境下......

利用Gleeble-3500热模拟试验机对锻造态316LN不锈钢进行了等温热压缩试验,研究了应变速率为0.001～1 s-1、变形温度为1223～1523 K、压......

采用数值模拟和物理模拟研究了小变形量校形对固溶态316LN奥氏体不锈钢性能的影响,结果表明,通过控制小变形校形的变形量,固溶态31......

奥氏体不锈钢由于具有优良的韧塑性、抗高温氧化性以及耐腐蚀性等,被广泛用于食品、化工等领域,但固溶态奥氏体不锈钢的强度比较低......

研究了316LN奥氏体不锈钢在不同温度和不同保温时间下,铁素体的含量、形貌的变化规律以及对力学性能的影响。结果表明:随固溶温度......

采用超声冲击处理技术对316LN奥氏体不锈钢试样进行残余应力模拟分析,得出不同影响因素对残余应力的影响。采用有限元分析软件ABAQ......

试验用316LN钢（／％：0．015C、0．65Si、0．90Mn、17．3Cr、12．8Ni、2．6Mo、0．018～0．200N）由50kg真空感应炉冶炼，破真空后加入氮化铬铁，铸锭锻成qb20lnln......

利用Gleeble-1500热模拟试验机、光学显微镜、显微硬度计和纳米力学探针仪研究了温度、变形量和变形道次对316LN不锈钢组织和性能......

本文以压水堆核电站常用的金属材料锻造奥氏体不锈钢316LN和贝氏体钢16MND5作为研究对象进行多轴疲劳性能及预腐蚀疲劳性能研究。......

本结构件所用材料为316LN奥氏体不锈钢,根据结构件所用板材的规格选用30mm板材进行了热丝TIG焊工艺评定,并根据对照性试验,制定出......

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中国核电的发展路线以压水堆为主,技术处在二：代,接近第三代。国际上所有核电站对安全性都有着严格的要求,且由于核电用材料服役环......

作为压水堆核电站运行的关键部件之一,一回路主管道被称为核电站的“主动脉”。AP1000压水堆一回路主管道采用的是大型316LN超低碳......

316LN奥氏体不锈钢以其优异的热学性能,强度、韧性及塑性力学性能而成为国际热核聚变实验反应堆(ITER)第一壁候选结构材料。作为反......

在300℃和600℃分别对316不锈钢在20~120 MPa的应力范围内预蠕变500 h和2 000 h,研究了预蠕变对316不锈钢组织的影响。结果表明,30......

本文的研究对象为核电用316LN奥氏体不锈钢，使用的试验及分析设备包括金相显微镜、扫描电镜(SEM)、万能力学试验机、Gleeble-3500热......

以两种应变速率(5×10-4s-1和1×10-2s-1,分别代表慢速拉伸和快速拉伸)对316LN奥氏体不锈钢板状试样进行低温（-40℃）单轴拉伸实验,借......

ITER TF线圈导体采用CICC(cable-in-conduit conductors)结构,其铠甲采用316LN奥氏体不锈钢圆管.ITER TF导体制备需要穿缆、缩管、......

本文研究316LN不锈钢存在Nb元素偏析含量偏高的情况下,在650℃、750℃及800℃时效不锈钢第二相析出过程。利用金相显微镜、扫描电......

核电主管道属于核电关键设备之一,为核电能量传输提供了重要通道,主管道内是高温高压水环境。实际长期服役过程中,会发生溶质原子......

采用Gleeble-1500D热力模拟试验机，进行了1050℃～1150℃和0．005s^-1～0．1s^-1。应变速率条件下的双道次热压缩试验，研究了316LN奥氏体不锈......