期刊文献+

反应堆压力容器用钢的淬透性问题 被引量:21

Hardenability of nuclear reactor pressure vessel steels
原文传递
导出
摘要 利用Formastor-FⅡ全自动相变测量装置测试了SA508-3钢和SA508-4N钢的相变点,得出了两种核压力容器用钢的完整CCT曲线,并在试验基础上对SA508-3和SA508-4N钢的淬透性极限问题进行了探讨。结果表明:SA508-4N钢的强度、低温韧性、淬透性极限相比于SA508-3钢有显著提高。随着反应堆压力容器向大型化和一体化方向发展,具有更高强韧性和淬透性的SA508-4N钢将可能逐步替代SA508-3钢而获得工程应用。 The phase transformation temperatures and complete CCT curves of SA508-3 and SA508-4N steels were measured by a Formastor-FⅡ phase transformation instrument.The limitation of hardenability of SA508-3 and SA508-4N steels was experimentally investigated.The results show that the strength,low temperature toughness and the hardenability limitation of SA508-4N steel exhibited significant improvement compared with SA508-3 steel.As size of reactor pressure vessel increases,SA508-4N steel with higher strength,toughness and hardenability will substitute for SA508-3 steel in engineering application gradually.
出处 《材料热处理学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第6期68-72,共5页 Transactions of Materials and Heat Treatment
基金 国家重大专项计划(2010ZX06004-016)
关键词 核压力容器 SA508-3钢 SA508-4N钢 淬透性极限 nuclear reactor pressure vessel SA508-3 steel SA508-4N steel hardenability limitation
  • 相关文献

参考文献5

  • 1Knorr D B. Evaluation of temper embrittlement in A50g Grade 4N Steel [ C ]//Ninth International Symposium on Environmental Degradation of Materials in Nuclear Power Systems-Water Reactors, 1999:845 - 851.
  • 2Yao Xin, Gu Jianfeng, Hu Mingjuan, et al. A numerical study of an insulating end quench test for high hardenability steels [J]. Scandinavian Journal of Metallurgy ,2003,33 ( 2 ) :94 - 104.
  • 3刘正东,林肇杰,陈红宇,等.508-3钢特厚超大锻件淬火冷却实验研究[C]//第九次全国热处理大会论文集,大连,2007:138-141.
  • 4刘正东,林肇杰,李昌义,等.一种核用压力容器用R17Cr1Ni3Mo钢及其制备方法,中国:CN101476088[P].2009-07-08.
  • 5刘正东.钢铁材料技术国产化是实现核电产业自主化的基础[J].中国冶金,2008,18(11):1-3. 被引量:9

共引文献9

同被引文献178

引证文献21

二级引证文献85

相关作者

内容加载中请稍等...

相关机构

内容加载中请稍等...

相关主题

内容加载中请稍等...

浏览历史

内容加载中请稍等...
;
使用帮助 返回顶部