检索结果-南通市图书馆

成分和热处理对核级不锈钢堆焊材料氧化行为的影响

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焊接学报 2015年第6期36卷 31-34,114页

作者：曹鑫源李兆登丁贤飞陆永浩匡艳军北京科技大学国家材料服役安全科学中心北京100083 中广核工程公司设计院深圳518172

利用SEM,XRD和XPS等手段研究了二种核级不锈钢堆焊材料在350℃/22 MPa高温高压水中的氧化行为.结果表明,随着腐蚀周期的增加,不锈钢堆焊材料表面氧化物颗粒数量逐渐增多,氧化物颗粒尺寸逐渐增大,氧化膜厚度逐渐增加;不锈钢堆焊材料表面... 详细信息

利用SEM,XRD和XPS等手段研究了二种核级不锈钢堆焊材料在350℃/22 MPa高温高压水中的氧化行为.结果表明,随着腐蚀周期的增加,不锈钢堆焊材料表面氧化物颗粒数量逐渐增多,氧化物颗粒尺寸逐渐增大,氧化膜厚度逐渐增加;不锈钢堆焊材料表面氧化膜为外层富铁内层富铬的双层结构,氧化膜组成成分主要为Fe-Cr氧化物;Cr元素含量的增加会降低材料表面氧化物颗粒的数量和氧化膜厚度,而焊后热处理(PWHT)增加了材料表面氧化物颗粒的数量和氧化膜厚度.

关键词：不锈钢堆焊焊后热处理氧化

加氢反应器不锈钢堆焊熔合区氢剥离行为的分析

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焊接学报 2013年第1期34卷 1-3,113页

作者：杜兵贾玉力饶清鹏机械科学研究总院哈尔滨焊接研究所哈尔滨150028 大连交通大学材料科学与工程学院大连116028

针对309L+347L双层不锈钢带极堆焊工艺,采用高温、高压釜试验方法进行了氢剥离试验研究,试验发现氢剥离裂纹萌生于紧靠熔合区硬化带的纯奥氏体晶界并沿平行于硬化带的奥氏体晶界扩展.结果表明,氢剥离的主要机制是H原子在硬化带与奥氏体... 详细信息

针对309L+347L双层不锈钢带极堆焊工艺,采用高温、高压釜试验方法进行了氢剥离试验研究,试验发现氢剥离裂纹萌生于紧靠熔合区硬化带的纯奥氏体晶界并沿平行于硬化带的奥氏体晶界扩展.结果表明,氢剥离的主要机制是H原子在硬化带与奥氏体不锈钢结合界面高度聚集,造成紧靠硬化带的纯奥氏体晶界脆化,在结合界面高剪应力的作用下,裂纹萌生和扩展.采用较小的焊接热输入,抑制309L堆焊层奥氏体晶粒过分长大并保证铁素体含量;采用合理的焊后热处理,减小硬化带厚度及控制加氢反应器停运的冷却速度是防止氢剥离的有效措施.

关键词：不锈钢堆焊熔合区氢剥离加氢反应器

焊后热处理对压力容器不锈钢堆焊接头性能的影响

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焊接学报 1982年第1期 40-51+58-59页

作者：丁悌远孙敦武耿希尧一机部哈尔滨焊接研究所

本文研究了焊后热处理对不锈钢堆焊接头机械性能的影响,并探讨了堆焊层韧性和显微组织变化之间的关系。母材是调质处理的Ni-Cr-Mo-V 高强钢。容器内壁采用双层带极埋弧堆焊工艺,过渡层和不锈层分别为0 Cr20Ni10和00 Cr20Ni10不锈钢。试... 详细信息

本文研究了焊后热处理对不锈钢堆焊接头机械性能的影响,并探讨了堆焊层韧性和显微组织变化之间的关系。母材是调质处理的Ni-Cr-Mo-V 高强钢。容器内壁采用双层带极埋弧堆焊工艺,过渡层和不锈层分别为0 Cr20Ni10和00 Cr20Ni10不锈钢。试件取自堆焊层、接合区和热影响区,其焊后热处理工艺是600、625、650和680℃并均分别保温15、30、sO和100小时。试验结果如下:(1)对调质处理的Ni-Cr-Mo-V 高强钢,焊后热处理温度不得高于650℃。(2)冷弯后所有侧弯试件都未出现裂纹,但接合区的延性却随加热温度的提高和保温时间的延长而减少。延性减少与接合区中碳扩散层宽度有关.(3)堆焊层韧性随加热温度的提高和保温时间的延长而减少。它也与堆焊层的焊态铁素体含量和含碳量有关.(4)0Cr20Ni10不锈钢堆焊层的抗脆化性能高于0 Cr20Ni10Nb 堆焊层.(5)对00Cr20Ni10超低碳堆焊层热处理后产生脆化的原因是沿铁素体相析出Cr23C6和形成极少量的σ相.

关键词：堆焊金属焊后热处理不锈钢堆焊冲击韧性冲击韧度铁素体相不锈层脆化压力容器受压容器焊态接头性能

关于华龙一号蒸汽发生器管板直边段不锈钢堆焊缺陷原因分析及工艺改进

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焊接技术 2021年第9期50卷 114-117页

作者：李栋王伟波高俊根张志强王保满孔永红岑龙涛中广核工程有限公司广东深圳518124

蒸汽发生器管板直边段不锈钢堆焊是蒸汽发生器生产制造的关键工序,管板堆焊的质量决定了设备的整体质量。文中对于窄带环向埋弧堆焊工艺进行了介绍,并对UT检测缺陷的原因进行深入全面地分析,针对其原因提出有效可行的工艺优化和改进方... 详细信息

蒸汽发生器管板直边段不锈钢堆焊是蒸汽发生器生产制造的关键工序,管板堆焊的质量决定了设备的整体质量。文中对于窄带环向埋弧堆焊工艺进行了介绍,并对UT检测缺陷的原因进行深入全面地分析,针对其原因提出有效可行的工艺优化和改进方案。经实践验证,优化改进后的管板堆焊工艺方案提高了不锈钢堆焊的质量,为提高蒸发器管板堆焊质量提供新的思路与尝试,为我国管板堆焊工艺优化提供了借鉴。

关键词：管板不锈钢堆焊 UT缺陷工艺优化

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核承压设备不锈钢堆焊层碳元素含量质量控制

中国核电 2020年第2期13卷 196-199页

作者：杨悦唐国军东方电气集团东方锅炉股份有限公司四川自贡643001

针对核承压设备制造过程中多次出现的不锈钢堆焊层碳元素含量超标问题,为找出相应解决控制措施,从材料、工艺方法和参数、堆焊环境条件、检测过程控制等方面进行了全面分析研究。分析研究表明,要有效控制堆焊层的碳元素含量须从多个方... 详细信息

针对核承压设备制造过程中多次出现的不锈钢堆焊层碳元素含量超标问题,为找出相应解决控制措施,从材料、工艺方法和参数、堆焊环境条件、检测过程控制等方面进行了全面分析研究。分析研究表明,要有效控制堆焊层的碳元素含量须从多个方面综合采取措施,实践来看,能够起到较好效果且可操作性较强的方式依次为:选取碳含量较低的合适焊材、调整工艺增加堆焊层数、严格控制堆焊环境清洁度等。

关键词：核承压设备不锈钢堆焊碳含量质量控制

AP1000核岛主设备不锈钢堆焊层首层铁素体含量研究

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电焊机 2019年第12期49卷 29-31页

作者：王莉杜玉华哈电集团(秦皇岛)重型装备有限公司

AP1000核岛主设备中堆芯补水箱内表面均需堆焊不锈钢材料,堆焊层结构为EQ309L(首层)+EQ308L(耐蚀层)。按照设计要求,首层EQ309L熔敷金属需满足铁素体含量为3~20 FN,但在实际制造中发现无法满足该要求。通过研究不同施焊参数下的铁素体含... 详细信息

AP1000核岛主设备中堆芯补水箱内表面均需堆焊不锈钢材料,堆焊层结构为EQ309L(首层)+EQ308L(耐蚀层)。按照设计要求,首层EQ309L熔敷金属需满足铁素体含量为3~20 FN,但在实际制造中发现无法满足该要求。通过研究不同施焊参数下的铁素体含量,发现常用埋弧焊参数无法满足铁素体要求。结合制造过程分析,制定了相应的处理措施,并结合工程实际对后续设计优化提出建议。

关键词： AP1000 核岛主设备不锈钢堆焊首层铁素体含量

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几种不锈钢堆焊层的抗电化学腐蚀及氧化性能

上海大中型电机 2011年第4期 60-63页

作者：李强哈尔滨电机厂有限责任公司黑龙江哈尔滨150040

对几种不锈钢堆焊层在3.5%NaCl标准溶液中的抗电化学腐蚀性能和在150℃水蒸气环境中的抗氧化性能进行了测试分析,给出了奥氏体不锈钢堆焊层的抗电化学腐蚀能力及在150℃水蒸气环境中氧化7天后的抗氧化性能。结论是各种不锈钢堆焊层氧化... 详细信息

对几种不锈钢堆焊层在3.5%NaCl标准溶液中的抗电化学腐蚀性能和在150℃水蒸气环境中的抗氧化性能进行了测试分析,给出了奥氏体不锈钢堆焊层的抗电化学腐蚀能力及在150℃水蒸气环境中氧化7天后的抗氧化性能。结论是各种不锈钢堆焊层氧化增重均远小于25号钢,其中410NiMo堆焊层氧化增重最低,仅为25号钢的1/22。

关键词：电化学腐蚀抗氧化性能不锈钢堆焊

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无铋不锈钢FCAW堆焊工艺优化

无铋不锈钢FCAW堆焊工艺优化

作者：孙鹤伟燕山大学

学位级别：硕士

堆焊是提高机械零部件表面性能的重要途径之一。堆焊不仅可以修复旧的金属零件，而且可以在金属工件表面形成复合层，使其具有特殊的性能，从而起到改善工件表面质量、延长使用寿命和降低成本的作用。无铋不锈钢FCAW堆焊工艺参数对电弧... 详细信息

堆焊是提高机械零部件表面性能的重要途径之一。堆焊不仅可以修复旧的金属零件，而且可以在金属工件表面形成复合层，使其具有特殊的性能，从而起到改善工件表面质量、延长使用寿命和降低成本的作用。无铋不锈钢FCAW堆焊工艺参数对电弧稳定性、堆焊层成形、堆焊质量及堆焊效率都有重要的影响，主要工艺参数包括堆焊电流、电弧电压、焊接速度、保护气体、气体流量、药芯焊丝直径、焊丝干伸长量、焊炬摆角、焊炬倾角、预热/层间温度等。本文研究目的是优化核电承压设备小口径工件和过渡区域无铋不锈钢FCAW堆焊工艺。实验研究了无铋不锈钢FCAW堆焊工艺参数对焊接稳定性、堆焊层化学成分、堆焊层及热影响区组织和性能的影响规律，确定了无铋不锈钢FCAW堆焊最佳工艺参数：CO2作保护气体，气体流量15～25L/min，药芯焊丝直径1.2mm，焊丝干伸长量20mm，焊接电流180～200A，焊接电压28～30V，焊炬摆角-10°°，焊炬倾角以-10°°，焊接速度350～550mm/min，预热/层间温度为100～120℃/160～180℃。优化的无铋不锈钢FCAW堆焊工艺成功地应用于三代AP1000核电站蒸汽发生器接管内壁堆焊，产品满足用户的技术要求。

关键词：无铋不锈钢堆焊 FCAW 堆焊工艺堆焊质量

300MW核压力容器主焊缝和不锈钢堆焊材料鉴定

同方学位论文库评论

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上海钢研 1992年第6期 78-78页

作者：施干人

由上海钢研所负责,北京钢铁研究总院,上海锅炉厂,上海核工程研究设计院等单位参加研制的秦山卅万千瓦核压力容器主焊缝焊接材料和内壁不锈钢堆焊材料于1992年10月31日在上海通过冶金局组织的专家鉴定。秦山核电站是我国自行设计、制造... 详细信息

由上海钢研所负责,北京钢铁研究总院,上海锅炉厂,上海核工程研究设计院等单位参加研制的秦山卅万千瓦核压力容器主焊缝焊接材料和内壁不锈钢堆焊材料于1992年10月31日在上海通过冶金局组织的专家鉴定。秦山核电站是我国自行设计、制造的第一座卅万千瓦核发电设备(即七二八工程)、1973年我所承接了“七二八”工程压力容器用钢及配套焊接材料的任务,经过五年多的攻关,取得了大量试验数据,完成了Ho6MnNiMoA主焊缝焊接材料,

关键词：不锈钢堆焊内壁核压力容器