原文服务方: 核动力工程       
摘要:
采用GB/T19748-2005钢材夏比V型缺口摆锤冲击试验仪器化试验方法,对压水堆核电厂用离心铸造Z3CN20.09M奥氏体不锈钢主管道样品进行了实验室热老化的冲击性能研究.冲击试验数据的统计分析表明,热老化对F_(iu)/F_m比值不产生影响,而对冲击载荷有显著影响,对冲击能量的影响则更为显著.透射电子显微分析表明,热老化导致铁素体中出现沉淀物,并引发了奥氏体中位错组态的改变.与热老化时间lg t之间也满足线性关系.
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内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 Z3CN20.09M奥氏体不锈钢热老化冲击性能试验研究
来源期刊 核动力工程 学科
关键词 核电厂 热老化 铸造不锈钢 冲击性能 预测
年,卷(期) 2010,(1) 所属期刊栏目 燃料与材料
研究方向 页码范围 9-12
页数 4页 分类号 TL34
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 石崇哲 57 542 14.0 19.0
2 刘江南 80 645 15.0 21.0
3 薛飞 3 19 2.0 3.0
4 束国刚 1 11 1.0 1.0
5 遆文新 2 17 2.0 2.0
6 余伟炜 2 17 2.0 2.0
7 蒙新明 2 17 2.0 2.0
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研究主题发展历程
节点文献
核电厂
热老化
铸造不锈钢
冲击性能
预测
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
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