690合金相关论文
利用SEM和EBSD技术研究了镍基690合金在715℃时效15 h后不同类型的三晶交界附近3个晶界上碳化物的析出形貌。结果表明:对于不同类......
研究了690合金U形传热管弯制成型以及成型后的消应力过程。通过ANSYS有限元软件进行了数值模拟，获得了弯管区的残余应力。根据分析......
核电压力边界设备长期运行在高温腐蚀性介质中,应力腐蚀开裂（SCC）导致的破损失效问题困扰着核电厂的运行安全性和经济性。上世纪60年......
核能作为一种能量密度大、效率高、洁净和可大规模工业生产应用的能源,是能大规模替代化石能源的新能源之一。蒸汽发生器作为核电......
采用扫描电子显微镜(SEM)、背散射电子衍射分析技术(EBSD)研究了TT处理对690合金微观组织结构的影响。研究表明:TT处理不仅可以控......
对比了采用"真空固溶+真空脱敏热处理"和"空气炉固溶+空气炉脱敏热处理"两种不同的热处理方式对爆破阀剪切盖材料690合金棒材组织......
针对2种N含量(0.001%和0.03%,质量分数)的690合金,采用SEM,TEM并结合EDS分析等手段系统研究了时效处理后合金晶界碳化物和晶界附近......
采用不同热处理工艺对热轧态690合金棒材进行处理,研究了合金的晶粒长大倾向,分析了晶粒尺寸对碳化物析出及晶界区域化学成分演变......
采用MFF-3000电磁振动微动疲劳与磨损试验机,研究两种抗振条材料(退火405不锈钢和淬火回火06Cr13)对690合金传热管的微动磨损性能......
690合金作为压水反应堆的蒸汽发生器传热管材料，已经逐渐代替600合金，虽然取得了较好的效果，但随着核电工业的发展，进一步提高蒸汽发生......
利用物理模拟实验方法对具有不同晶粒尺寸的690合金试样进行热压缩变形实验,变形温度范围为1100～1200℃,应变速率分别为0.1,1,10s-1......
690合金作为压水堆核电站蒸汽发生器传热管的一种关键材料,其在碱性环境下还原态硫导致的钝化膜的腐蚀退化是引发应力腐蚀开裂的关......
通过热物理模拟实验研究了690合金在热变形过程中的再结晶行为,使用定量金相的方法建立了690合金的再结晶图。结果表明:热变形过程......
采用扫描电子显微镜和X射线衍射仪研究了Cl-对690合金在高温高压水中腐蚀行为的影响.研究表明:690合金内外表面状态对其腐蚀形貌有......
