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大型核电蒸发器管板锻件研究与制造

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1 绪论

1.1 课题研究背景

1.2 核电站及蒸汽发生器结构

1.2.1 核电站的结构

1.2.2 蒸汽发生器的结构

1.3 核电锻件的材料

1.4 蒸发器管板锻件的技术要求

1.4.1 蒸发器管板锻件的化学成分要求

1.4.2 蒸发器管板锻件的机械性能要求

1.4.3 无损检测

1.5 本课题的研究意义

1.6 论文的主要研究内容及技术路线

1.6.1 主要研究内容

1.6.2 技术路线

2 蒸汽发生器管板锻件的化学成分设计

2.1 SA508C1.3钢(或18MND5)化学成分设计的理论基础

2.1.1 合金化对F—P钢的强度的作用

2.1.2 合金化对F—P钢的韧性的作用

2.2 蒸发器管板锻件内控化学成分的设计

2.3 本章小节

3 蒸汽发生器管板锻件的制造

3.1 蒸发器管板锻件的交货状态

3.2 蒸发器管板锻件的制造工艺流程

3.3 冶炼

3.3.1 精选原材料

3.3.2 80t电炉冶炼粗水

3.3.3 40t钢包炉冶炼粗水

3.3.4 钢包炉精炼

3.3.5 真空浇注

3.4 锻造

3.4.1 锻造变形过程

3.4.2 锻后热处理

3.5 粗加工

3.5.1 第一次超声波探伤

3.5.2 粗加工

3.6 性能热处理

3.7 取试

3.8 检验

3.8.1 检验项目

3.8.2 检验方法

3.8.3 模拟消应热处理

3.9 检验结果

3.9.1 成品分析

3.9.2 机械性能

3.9.3 高倍检查

3.9.4 低倍检查

3.9.5 超声波检验

3.10 本章小节

4 结论

致谢

参考文献

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摘要

本文根据我国核电锻件国产化的需求,对核电锻件材料特性和核电锻件的技术要求进行了研究。通过大量的理论和试验数据为基础,对蒸发器管板锻件的化学成分、冶炼、锻造、热处理工艺参数展开研究。在充分的技术准备前提下,对蒸汽发生器管板锻件进行试制,并对试制的管板进行了化学成分、室温拉伸、350℃高温拉伸、冲击韧性(包括+20℃、0℃、—20℃)、无延性转变温度RTNDT、韧脆转变曲线、高倍检验(包括晶粒度、非金属夹杂物、显微组织)及低倍检验分析。通过以上研究结果表明:(1)将Mn、Mo、Ni含量取在标准要求的上限,C含量控制在标准要求的中限,并严格控制有害杂质元素P、S、As、Sn、Sb;(2)化学成分中加入N和Al,并在锻后热处理过程中采取鼓风冷却方式以细化晶粒:(3)性能热处理时采用水淬加高温回火的热处理方式,锻件则可以得到回火索氏体组织,满足极高的韧性和强度要求,获得理想的力学性能,满足核电锻件技术规范的要求。

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