结构钢夏氏V形切口和预裂纹试样的冲击试验研究

本文对三种不同强度级别的结构钢——15MnTi、12CrNi4MoVNbA和12CrNi3MoV进行了夏氏V形切口试样和预裂纹试样的冲击试验研究,求得了用冲击功、侧膨胀量、侧收缩量和断口纤维率等四种冲击韧性指标作表示的脆性转变温度曲线,并进而分析讨论了这四种冲击韧性指标之间的相互关系,建立了一些可以实际应用的经验换算公式。图11,表8,参考文献。     

反应堆结构金属材料的拉伸真应力—应变曲线测定

本文分三部分:第一部分介绍一种能精确测出金属材料微量变形的夹式伸长计装置;第二部分叙述金属试样在拉伸弹塑性变形中的真应力-应变曲线的测定;第三部分叙述拉伸试样弹塑性变形进入缩颈状态后,为了求得真正单铀应力状态的应力而需要对实测的应力进行的修正.综合这三部分内容,可以得出拉伸试样直至破断的真应力-应变曲线.采用这些方法实际测定了一些常用的反应堆结构金属材料,其中包括三种结构钢、两种不锈钢和一种锆合金的拉伸真应力-应变曲线,并给出了各相应的拉伸性能指标.     

核压力容器材料国产化的可行性评述

文中扼要介绍了我国首次生产的 RPV 用 A508-3钢锻件的工艺和性能。通过对生产经验、试验研究、国内外文献和国内现有及新添设备的分析给出:实现600MW 核电站压力容器国产化在实际上具备了可行性和现实性。     

试验机和试样类型对冲击韧性影响的研究

本文从冲击试样的切口类型和试验机的冲头圆弧半径对切口韧性参数(吸收能ar、侧膨胀量MLE、侧收缩量MLC和断口纤维率FT%)的影响角度,对40毫米厚的15MnTi钢板进行了全面的组合试验研究。     

评定结构材料临界脆性温度的新方法简介

在重要零部件（特别是核容器）的产品质量控制和防脆断安全分析中，经常使用以不同试验方法所取得的材料脆性断裂抗力参量，如冲击转变温度Ｔｃ和ＦＡＴＴ，无延性转变温度ＴＮＤＴ以及参考转变温度ＲＴＮＤＴ，近年来，原苏联学者在ＣＮＩＴＴ－ＭＡＳＣＨ开发了一种计算材料临界脆性温度的新方法，本文特就此作一简介。     

反应堆支撑裙防止脆性破坏的安全评定

本文从反应堆支撑裙筒体的运行工况出发,结合专用 15MnTi 钢生产中统计的力学性能,分析了支撑裙筒体的脆性破坏可能性。分析认为:①在支撑裙的全寿期内,当它的工作温度为 323K 时,15MnTi 钢满足 T_(NDT)+17K 的安全设计准则;②材料产生失稳扩展的临界裂纹其半短轴尺寸远大于支撑裙筒体的壁厚。所以有理由认为,该部件不会发生脆性破坏;③上述关于母材的分析情况,同样也适用于焊缝金属和热影响区。     

核压力容器材料辐照监督管的设置

本文简要介绍压水堆压力容器材料辐照监督管的设置,分别就结构设计、辐照材料试样,温度和中子通量的测量以及使用等方面作了具体说明.