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核电站受压部件的锻件

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【作者】 安藤良夫宋志根乐丁

【机构】 日本东京大学一机部通用机械研究所

【摘要】 近年来用于核反应堆压力容器和核蒸汽供应系统其它部件的锻件在增加。本文讨论了保证达到所要求的机械性能、可焊性、韧性及抗中子辐照影响的典型锻件的化学成份和性能。文中还介绍了保证生产优质产品的制造工艺和质量控制的实例。对锻件的化学成份进行控制,并使其中的杂质如磷、硫、铜和氢气的含量低于所规定的下限是很重要的。严格控制热处理的温度也是重要的。各种锻件,如法兰、壳体、组合的容器法兰和接管段,以及底封头和其它各种用途的锻件是本文所述的实例。在最近的将来,用于核设备部件的锻件将进一步增加,因为这会使在役检查较为方便,并使产品具有高度的完整性。

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