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不銹鋼冷堆工藝對錳鎳鉬低合金鋼性能的影響研究

發(fā)布時間:2017-09-22 12:06

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【摘要】:核島主設(shè)備承壓邊界一般采用錳鎳鉬低合金鋼材料制造,與冷卻劑接觸的低合金鋼內(nèi)表面需要堆焊耐蝕奧氏體不銹鋼。為研究不銹鋼冷堆工藝(首層預(yù)熱,后續(xù)堆焊層不預(yù)熱)對低合金鋼母材熱影響區(qū)性能的影響,采用帶極堆焊和手工電弧焊堆焊兩種冷堆工藝在16MND5低合金鋼試板上進行了不銹鋼堆焊試驗,對堆焊試板進行了硬度、彎曲、逐層金相和逐層磁粉檢驗等一系列試驗和檢驗。試驗結(jié)果表明,采用冷堆工藝在錳鎳鉬低合金鋼上堆焊奧氏體不銹鋼的質(zhì)量是可靠的。
【作者單位】: 中國核動力研究設(shè)計院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室;中核集團西安核設(shè)備有限公司;
【關(guān)鍵詞】核島主設(shè)備 錳鎳鉬低合金鋼 預(yù)熱 冷堆
【分類號】:TM623;TG142.1
【正文快照】: 0引言壓水堆核電站一回路設(shè)備承受著高溫、高壓、高輻射等惡劣的運行環(huán)境及各種復(fù)雜的運行工況,對其承壓邊界用材料的性能要求非常高。目前普遍采用錳鎳鉬低合金鋼材料(SA 508-3,16MND5或18MND5)制造,并在與反應(yīng)堆冷卻劑接觸的表面堆焊一層309L型不銹鋼過渡層和幾層308L型不銹

【相似文獻】

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本文編號:900720

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