热处理对2.25Cr1MoR钢组织和性能的影响 被引量：10

1

作者 于兆斌 史巨元 《热处理》 CAS 2006年第1期15-17,共3页

研究了热处理工艺对2.25Cr1MoR钢组织和力学性能的影响。结果表明,该钢在780℃回火时可获得良好的强韧化效果和较高的抗回火脆性能力,在此基础上得到了该钢板生产制造的热处理工艺参数。实践证明,该工艺合理可行。

关键词 2.25Cr1MoR钢 热处理工艺 组织 性能

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核压力容器钢和焊缝的力学性能研究 被引量：4

2

作者 邰江 崔岚 +1 位作者 张庄 史巨元 《钢铁》 CAS CSCD 北大核心 2003年第9期51-55,共5页

研究了核一二级压力容器焊缝的拉伸、冲击性能及低周疲劳性能与母材的匹配性 ,同时制定了设计疲劳曲线 ,按照 ASME和 RCC- M规范进行了评价。结果表明 ,焊接接头的低周疲劳性能与母材匹配较好 ,一级容器钢 (A5 0 8- 3)疲劳寿命 Nf≥ 10 ... 研究了核一二级压力容器焊缝的拉伸、冲击性能及低周疲劳性能与母材的匹配性 ,同时制定了设计疲劳曲线 ,按照 ASME和 RCC- M规范进行了评价。结果表明 ,焊接接头的低周疲劳性能与母材匹配较好 ,一级容器钢 (A5 0 8- 3)疲劳寿命 Nf≥ 10 3时其设计疲劳曲线与 ASME和 RCC- M的基准曲线相当 ;Nf≤ 10 3时则比基准曲线稍低。二级容器用 2 0 HR钢及接头的设计疲劳曲线 (因试验温度高 2 0℃ ) 展开更多

关键词 核压力容器钢 焊接接头 设计疲劳曲线 低周疲劳 力学性能 焊缝

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两种容器用钢在室温和服役温度下的冷_热疲劳性能的研究 被引量：5

3

作者 于兆斌 史巨元 《热处理技术与装备》 2006年第4期26-28,共3页

研究了214Cr1MoR和14Cr1MoR两种钢在730℃回火处理前后的冷-热疲劳的性能,发现回火处理后两种钢的冷-热疲劳性能几乎没有变化。

关键词 冷-热疲劳 回火

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核电厂压水堆主管道材料性能的研究 被引量：5

4

作者 李颖 刘涛 +1 位作者 栾培锋 史巨元 《物理测试》 CAS 2006年第5期12-13,18,共3页

本文对标新久保田工业有限公司试制的压水堆主管道直管段和90°弯头进行了较全面的解剖试验研究。结果表明,利用离心铸造工艺和模铸工艺分别生产的直管段和90°弯头的化学成分、铁素体含量、常规力学性能及特殊力学性能均满足A... 本文对标新久保田工业有限公司试制的压水堆主管道直管段和90°弯头进行了较全面的解剖试验研究。结果表明,利用离心铸造工艺和模铸工艺分别生产的直管段和90°弯头的化学成分、铁素体含量、常规力学性能及特殊力学性能均满足ASME和RCC-M的要求。 展开更多

关键词 压水堆主管道 化学成分 力学性能

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2.25Cr1MoR容器用钢室温和服役温度下力学性能的测定 被引量：1

5

作者 于兆斌 史巨元 《金属热处理》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第1期31-32,共2页

采用了拉伸、冲击试验对2.25Cr1MoR容器用钢在室温和服役温度下的力学性能进行了研究。结果表明,通过不同处理工艺条件,找出了其强韧性匹配的最佳回火温度为730℃。

关键词 2.25Cr1MoR容器用钢 热处理工艺 力学性能

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马氏体不锈钢及焊缝热疲劳性能的研究 被引量：2

6

作者 史巨元 李宝山 《物理测试》 CAS 1990年第4期30-32,共3页

构件的疲劳破坏是在循环机械应力或循环热应力的反复作用下发生的。有些工程构件的服役温度是反复交变的,如汽轮机、燃气轮机的叶轮、叶片等,其开动和停机时温度均是高低交变的(本试验选定35040℃)。本试验对马氏体不锈钢及其与奥氏体... 构件的疲劳破坏是在循环机械应力或循环热应力的反复作用下发生的。有些工程构件的服役温度是反复交变的,如汽轮机、燃气轮机的叶轮、叶片等,其开动和停机时温度均是高低交变的(本试验选定35040℃)。本试验对马氏体不锈钢及其与奥氏体不锈钢匹配的焊接接头的热疲劳性能进行了研究。 展开更多

关键词 不锈钢 马氏体 焊缝 疲劳

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核一级容器钢508-3的动态和静态断裂韧度 被引量：1

7

作者 张庄 刘崇都 +1 位作者 陈武 史巨元 《钢铁研究学报》 CAS CSCD 北大核心 2002年第1期69-73,共5页

核一级部件的断裂韧度要求反映在 ASME和 RCC- M规范中 ,即 KIR- (T - RTNDT)基准曲线。KIR包括 KIa、KId和 KJIc。KJIc的测试国内外已有标准方法 ,而 KIa的测试只有美国公布了正式标准 ,KId的测试国内外均没有标准方法可循。因此 ,为... 核一级部件的断裂韧度要求反映在 ASME和 RCC- M规范中 ,即 KIR- (T - RTNDT)基准曲线。KIR包括 KIa、KId和 KJIc。KJIc的测试国内外已有标准方法 ,而 KIa的测试只有美国公布了正式标准 ,KId的测试国内外均没有标准方法可循。因此 ,为研究核电材料断裂韧度 ,首先建立了相应的测试方法 ,在此基础上试验了国产核一级容器钢 5 0 8- 3的动、静态断裂韧度 KIa、KId、KIc,获得了不同温度下的数据 ,并与 ASME和 RCC- M规范中的基准曲线作了比较。结果表明 ,国产 5 0 8- 3钢的动。 展开更多

关键词 核压力容器 508-3钢 动态断裂 静态断裂 止裂断裂韧度

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核电用0Cr18Ni12Mo2Ti锻钢的疲劳断裂特性及其安全性评定 被引量：1

8

作者 史巨元 佟艳春 +1 位作者 王跃群 李淑霞 《钢铁研究学报》 CAS CSCD 北大核心 1996年第5期52-56,共5页

研究了０Ｃｒ１８Ｎｉ１２Ｍｏ２Ｔｉ锻钢的疲劳性能（低周疲劳，高周疲劳，热疲劳）和动，静态断裂韧度（Ｋｉｄ，Ｋ１ｃ）。结果表明，０Ｃｒ１８Ｎｉ１２Ｍｏ２Ｔｉ锻钢的疲劳性能和动，静态断裂韧度满足ＡＳＭＥ规范的安全性要求，... 研究了０Ｃｒ１８Ｎｉ１２Ｍｏ２Ｔｉ锻钢的疲劳性能（低周疲劳，高周疲劳，热疲劳）和动，静态断裂韧度（Ｋｉｄ，Ｋ１ｃ）。结果表明，０Ｃｒ１８Ｎｉ１２Ｍｏ２Ｔｉ锻钢的疲劳性能和动，静态断裂韧度满足ＡＳＭＥ规范的安全性要求，该材料具有良好的综合力学性能。 展开更多

关键词 锻钢 疲劳 断裂韧度 核电站 反应堆

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15MnNi锻钢的疲劳和断裂性能

9

作者 史巨元 雷爱文 桂运平 《钢铁研究学报》 CAS CSCD 北大核心 1995年第3期72-78,共7页

本文研究了１５ＭｎＮｉ锻钢的低周疲劳、裂纹扩展速率（ｄａ／ｄＮ）、动态和静态断裂韧度（Ｊ＿ＰＣＩ，Ｋ＿ＰＣＩ，Ｋ￣Ｊ＿ＩＣ）。结果表明，１５ＭｎＮｉ锻钢的低周疲劳和动、静态断裂韧度满足ＡＳＭＥ规范要求，该材料具有良好... 本文研究了１５ＭｎＮｉ锻钢的低周疲劳、裂纹扩展速率（ｄａ／ｄＮ）、动态和静态断裂韧度（Ｊ＿ＰＣＩ，Ｋ＿ＰＣＩ，Ｋ￣Ｊ＿ＩＣ）。结果表明，１５ＭｎＮｉ锻钢的低周疲劳和动、静态断裂韧度满足ＡＳＭＥ规范要求，该材料具有良好的综合力学性能。 展开更多

关键词 锻钢 低周疲劳 断裂韧度 裂纹

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热处理状态对2.25Cr1Mo钢断裂韧度和裂纹扩展速率的影响

10

作者 于兆斌 史巨元 《理化检验（物理分册）》 CAS 2007年第10期490-493,共4页

分析了不同热处理状态对2.25Cr1Mo钢断裂韧度(KIJC)和裂纹扩展速率(da/dN)的影响。结果表明,经730℃回火后2.25Cr1Mo钢的断裂韧度有较大的提高,裂纹扩展速率则无明显变化。

关键词 2.25CR1MO钢 热处理工艺 断裂韧度 裂纹扩展速率

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0Cr13Ni4Mo及其与0Cr18Ni11Nb异种不锈钢焊接接头的力学性能

11

作者 史巨元 《物理测试》 CAS 1992年第2期10-31,共22页

本文研究了0Cr13Ni4Mo及其与0Cr18Ni11Nb钢焊接接头的常规力学性能、断裂韧度和疲劳性能。征明本钢种焊接接头能够满足反应堆驱动机构对材料性能的要求。

关键词 焊接 性能 奥氏体 马氏体 不锈钢

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热处理工艺对14Cr1MoR钢K_(IC)~J和da/dN的影响

12

作者 于兆斌 史巨元 《华电技术》 CAS 2006年第7期46-49,共4页

分析了不同热处理工艺对14Cr1MoR钢断裂韧度KJIC和亚临界扩展速率da/dN的影响.结果表明:经730℃回火后14Cr1MoR钢的断裂韧度KJIC有较明显的提高,裂纹扩展速率da/dN则无明显变化.

关键词 14Cr1MoR钢 热处理工艺 断裂韧性 裂纹

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0Cr13Ni4Mo钢及其与0Cr18Ni11Nb钢焊接接头力学性能的研究

13

作者 史巨元 《钢铁研究学报》 CAS CSCD 北大核心 1992年第4期83-91,共9页

测定了0Cr13Ni4Mo钢(马氏体不锈钢)及其与0Cr18Ni11Nb钢(奥氏体不锈钢)焊接接头的冲击、拉伸性能及静态和动态断裂韧度K_(IC)~J,J_(PCI),K_(PCI),低周疲劳和冷—热疲劳特性。结果表明,0Cr13Ni4Mo及其与0Cr18Ni11Nb焊接接头的力学性能满... 测定了0Cr13Ni4Mo钢(马氏体不锈钢)及其与0Cr18Ni11Nb钢(奥氏体不锈钢)焊接接头的冲击、拉伸性能及静态和动态断裂韧度K_(IC)~J,J_(PCI),K_(PCI),低周疲劳和冷—热疲劳特性。结果表明,0Cr13Ni4Mo及其与0Cr18Ni11Nb焊接接头的力学性能满足ASME规范。容器的液压爆破试验证明,母材和焊接接头具有良好的综合力学性能。 展开更多

关键词 焊接接头 容器 低周疲劳 断裂韧度

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国产508-Ⅲ钢低周疲劳和动态断裂韧度试验研究 被引量：6

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作者 包章根 陆斌 史巨元 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 1999年第3期244-247,共4页

５０８Ⅲ钢是国际上核一级压力容器常用的材料，但国产５０８Ⅲ钢的疲劳和断裂性能尚未见报导。本文研究了国产５０８Ⅲ钢锻件的低周疲劳和动态断裂韧度。通过试验，得到了５０８Ⅲ钢的设计疲劳曲线和ｋＩｄ（ＴＲＴＮＤＴ... ５０８Ⅲ钢是国际上核一级压力容器常用的材料，但国产５０８Ⅲ钢的疲劳和断裂性能尚未见报导。本文研究了国产５０８Ⅲ钢锻件的低周疲劳和动态断裂韧度。通过试验，得到了５０８Ⅲ钢的设计疲劳曲线和ｋＩｄ（ＴＲＴＮＤＴ）曲线，并与ＡＳＭＥ规范和ＲＣＣＭ规范相应的基准曲线进行了比较。结果表明，用于压水堆核电站反应堆压力容器的国产５０８Ⅲ钢的疲劳性能和动态断裂韧度符合ＡＳＭＥ和ＲＣＣＭ规范的要求。 展开更多

关键词 反应堆 压力容器 低周疲劳 动态断裂韧性 试验

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