A508-3钢相关论文
蠕变是金属材料在恒定载荷下应变随时间增加的现象,金属材料长时间服役易因蠕变损伤导致失效、断裂,造成重大的安全事故,尤其在石......
核电压力容器要求材料具有优异的耐腐蚀性、良好的强度、高韧性、耐疲劳性能，堆芯部件材料还要求好的抗辐照脆化能力，以确保核电站的......
采用感应炉浸渍实验法模拟钢包现场使用情况,借助X-射线衍射仪（XRD）、扫描电子显微镜（SEM）和热重分析设备（TGA）等分析手段,研究了含碳耐......
用高注量质子辐照模拟A508-3钢中子辐照,辐照注量相当于反应堆压力容器正常运行20年、40年、60年、80年和100年所遭受的快中子注量......
在对比分析小冲杆实验测量韧性金属材料等效断裂应变方法的基础上,选择利用Chakrabarty薄膜伸张模型,确定了与实验装置相关的等效......
采用Themao-Calc热力学软件计算了A508-3钢的热力学平衡相，研究了合金元素对A508-3钢平衡相转变相析出的影响。结果表明，A508—3钢平......
对 A508-3钢中粒状贝氏体回火转变的研究表明,粒状贝氏体组织具有较高的回火稳定性。回火时板条状贝氏体铁素体基体产生回复及再结......
结合承担的973课题,系统开展了国产A508-3钢的低周疲劳性能研究。其目的是通过低周疲劳性能测试、显微硬度计算、断口形貌观察以及......
长期以来,学者在研究金属材料低周疲劳行为和裂纹扩展速率方面开展了许多工作。结合平面应力裂尖应力应变场和裂纹扩展失效准则,国......
核反应堆压力容器运行条件极其恶劣,除承受高温、高压、流体冲刷和腐蚀外,强烈的中子辐射使材料产生脆化效应,韧性降低,如果运行温......
介绍了核动力设备综合实验装置大型稳压器的设计。该设备的主要特点是：选材合理，密封性能优良，具有防止产生疲劳破坏和热冲击的能力。......
核压力容器（reactor pressure vessel,RPV）材料的性能研究对保证核反应堆安全运行非常重要,鉴于辐照环境的限制,开展国产核压力容器......
A508-3钢是一种低碳低合金钢,其大锻件作为核电站压力容器而广泛应用,在热处理过程中因体积巨大,不同部位的传热速率不同,从而产生......
随着传统能源的日益枯竭,核能的开发与利用意义重大,而其安全性就显得尤为重要,A508-3钢作为核电压力容器制造用钢,对其进行充分研......
在室温下利用190 keV质子对A508-3钢进行辐照,辐照剂量分别为0.108,0.216和0.271 dpa.对辐照前后样品的微结构进行了TEM观察.结果......
反应堆压力容器（RPV）作为反应堆寿期内不可更换的核心设备,是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。本文针对国产压力容器材料A508-3钢,......
采用Charpy(V型缺口)试样对A508-3钢调质处理试样和双相区热处理试样在-196～20℃温度范围内进行示波冲击试验,用扫描电镜对冲击断口......
