600合金相关论文
为遴选可用于超临界二氧化碳核反应堆的结构材料,本文通过实验研究了应用于传统核反应堆中的两种合金（600合金和304不锈钢）在650℃、......
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......
在含0.2﹪HO的超临界水中对316不锈钢和600合金进行挂片腐蚀试验,采用增重方法研究了材料的腐蚀动力学规律,以及温度对腐蚀的影响,并......
Inconel 600合金（Ni-15Cr-9Fe,wt%）为面心立方结构镍基合金,因其较好的耐腐蚀性能与综合力学性能,广泛应用为压水堆核电站中的蒸汽发......
研究不同温度对热交换器用lneonel600合金高温热塑性的影响。结果表明：该合金在1075～1200℃具有良好的热塑性，拉伸断口处有明显的颈缩......
采用U型弯曲试样研究了高、低温工厂退火状态的压水堆蒸汽发生器（SG）商用化600合金管在330℃、含10g／L PbO的10％NaOH高温水溶液中的应......
从电解抛光影响合金表面化学成分与结构的角度出发，利用扫描电镜（SEM）、X射线光电子能谱（XPS）等方法研究了硝酸-甲醇（O℃，10s，3V）和硫酸-磷......
介绍了大直径不带法兰的立式列管固定床HFC-134a反应器的特点、关键的制造工艺要求、INCONEL600合金复合板封头的成型以及INcONEL6......
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本文介绍了因科镍600合金在压水堆核电厂一回路水环境下发生一回路水应力腐蚀开裂(PWSCC)的机理和影响因素,并从因科镍600合金失效......
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