首页 > 学术论文

核能和发电设备锻件的要求和性能

来源:论文学术网
时间:2024-08-18 13:16:38
热度:

核能和发电设备锻件的要求和性能【摘要】:正 一、前言有关核能和发电设备的自由锻锻件的要求,可以作为一项统一体来进行论述。要求最严格的是用于涡轮发电机的整体转子和用于生产反应堆部件的

【摘要】:正 一、前言有关核能和发电设备的自由锻锻件的要求,可以作为一项统一体来进行论述。要求最严格的是用于涡轮发电机的整体转子和用于生产反应堆部件的锻件,诸如压力容器、蒸汽发生器和压水堆的增压器。长期以来,在 【关键词】钢锻件 蒸汽发生器 发电设备 压水堆 断裂韧性 反应堆部件 增压器 机械性能 压力容器 压水反应堆
【正文快照】: 一、前言 有关核能和发电设备的自由锻锻件的要求,可以作为一项统一体来进行论述。要求最严格的是用于涡轮发电机的整体转子和用于生产反应堆部件的锻件,诸如压力容器、蒸汽发生器和压水堆的增压器。长期以来,在扩大锻件尺寸和提高锻件质量上的进展,已经满足了汽轮机发展的需

您可以在本站搜索以下学术论文文献来了解更多相关内容

制氢装置蒸汽发生器耐热合金钢焊接技术总结    高利和;里杨;

CIVA仿真对核电站蒸汽发生器传热管涡流检验技术的应用评价    贝雅耀;王小刚;宋涛;王可庆;黄春明;

蒸发器椭圆上封头数控加工方法    侯培红;

40CrNiMoE钢锻件的热处理与力学性能    陈立奇;段世浩;钟红春;

节能、高效、优质的热处理工艺(三)    刘宗昌;袁长军;计云萍;

690TT合金划痕显微组织及划伤诱发的应力腐蚀    孟凡江;王俭秋;韩恩厚;庄子哲雄;柯伟;

《金属加工(热加工)》2011年第18期要目    

温度对核电用GH690合金力学行为的影响    王磊;王富强;刘杨;

690合金中晶界网络分布的控制及其对晶间腐蚀性能的影响    李慧;夏爽;周邦新;陈文觉;刘廷光;胡长亮;

镍基690合金中晶界碳化物析出的研究    李慧;夏爽;周邦新;彭剑超;

联合制氢装置转化气蒸汽发生器的焊接修复    刘玉华;

第三合成路高压蒸汽发生器焊缝裂纹修复    王亚;李智;周学强;

压水反应堆电站水化学和高温缓蚀剂    徐祺;

核岛主设备接管与安全端对接焊缝焊接材料选择对焊缝质量的影响    杨敏;李长香;罗英;辛宇;

论文中文摘要    

核电站用690镍基合金的环境开裂机制    韩恩厚;王俭秋;柯伟;

冷加工后镍基合金晶界取向差变化的EBSD研究    侯娟;王俭秋;柯伟;韩恩厚;

我国电力建设用钢及其焊接技术的发展    徐德录;常建伟;张磊;王慧;

失效分析可靠性的探讨——从一些事故分析探讨如何提高失效分析结论的可靠性    郑文龙;施伟力;

锻造加热炉的烟气余热利用    徐长存;周万里;

Ni-Cr-Fe合金中晶界偏聚与晶界析出的研究    李慧

基于随机过程的蒸汽发生器传热管腐蚀失效寿命分析    翟子青

钛合金TA16微动磨损特性研究    张亚非

核电站蒸汽发生器传热管耐腐蚀性能研究    唐辉

大型核电蒸发器管板锻件研究与制造    沈贤莉

I-800合金高温微动磨损特性研究    张晓宇

690合金热处理制度与耐蚀性能关系研究    钱光凝

晶界工程对镍基690合金耐晶间腐蚀性能的影响    冯万里