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压水堆一回路管道的铸造工艺及其国产化

李元太 张春来 雷中黎

李元太, 张春来, 雷中黎. 压水堆一回路管道的铸造工艺及其国产化[J]. 核动力工程, 2009, 30(S2): 6-10.
引用本文: 李元太, 张春来, 雷中黎. 压水堆一回路管道的铸造工艺及其国产化[J]. 核动力工程, 2009, 30(S2): 6-10.
LI Yuan-tai, ZHANG Chun-lai, LEI Zhong-li. Casting Technique for Primary Coolant Piping for Pressurized Water Reactor Power Plant and Its Localization[J]. Nuclear Power Engineering, 2009, 30(S2): 6-10.
Citation: LI Yuan-tai, ZHANG Chun-lai, LEI Zhong-li. Casting Technique for Primary Coolant Piping for Pressurized Water Reactor Power Plant and Its Localization[J]. Nuclear Power Engineering, 2009, 30(S2): 6-10.

压水堆一回路管道的铸造工艺及其国产化

详细信息
    作者简介:

    李元太(1955—),男,工程师。1980年上海交通大学金属材料专业毕业。现从事核电设备监理工作。

    张春来(1965—),男,工程师。1987年安微工学院铸造专业毕业。现从事核电设备监理工作。雷中黎(1956—),男,研究员级高级工程师。1982年华中工学院焊接专业毕业。现从事核电设备监理工作。

  • 中图分类号: TL35

Casting Technique for Primary Coolant Piping for Pressurized Water Reactor Power Plant and Its Localization

  • 摘要: 工艺评定表明,1000MW压水堆核电厂(CPR1000)原选用的主管道铸件Z3CN20-09M(法国牌号)不锈钢的化学成分符合RCC-M采购技术规范,但力学性能并不能完全满足压水堆核岛机械设备设计和建造规范(RCC-M)的要求。本文从金属学角度分析了Z3CN20-09M不锈钢抗蚀性特点和力学性能强化机理,确立了主管道铸件冶炼化学成份的内控标准,使CPR1000核电厂核岛主管道铸件(以下简称主管道铸件)的工艺评定在保持抗蚀性和可焊性特点前提下,各项力学性能指标均满足RCC-M标准,且有较大的裕度,离散度小,质量稳定,综合性能达到领先水平。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2009-09-15
  • 修回日期:  2009-12-15
  • 网络出版日期:  2025-07-28

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