原文服务方: 核动力工程       
摘要:
工艺评定表明,1 000 Mw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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文献信息
篇名 压水堆-回路管道的铸造工艺及其国产化
来源期刊 核动力工程 学科
关键词 压水堆 核岛 主管道 工艺评定 国产化
年,卷(期) 2009,(z2) 所属期刊栏目 回路与设备
研究方向 页码范围 6-10
页数 5页 分类号 TL35
字数 语种 中文
DOI
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 张春来 18 52 4.0 5.0
2 李元太 4 8 2.0 2.0
3 雷中黎 1 1 1.0 1.0
传播情况
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研究主题发展历程
节点文献
压水堆
核岛
主管道
工艺评定
国产化
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
核动力工程
双月刊
0258-0926
51-1158/TL
大16开
1980-01-01
chi
出版文献量(篇)
4821
总下载数(次)
0
总被引数(次)
19304
论文1v1指导