山西科技2020，Vol.35Issue(3) ：126-128.

核电容器环焊缝焊接试验及控制

Girth Welding Test and Control of Nuclear Power Vessel

平萍 白泉 宋国旺 焦永星
山西科技2020，Vol.35Issue(3) ：126-128.
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核电容器环焊缝焊接试验及控制

Girth Welding Test and Control of Nuclear Power Vessel

平萍 1白泉 1宋国旺 1焦永星2
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作者信息

  • 1. 太原重工股份有限公司,山西太原,030024
  • 2. 太原科技大学,山西太原,030024
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摘要

通过对反应堆压力容器使用环境、核安全等级及规范制造技术条件等方面的深入分析,结合模拟产品焊缝焊接工艺试验,从焊材技术要求、工艺参数选择、焊接过程控制等方面进行了试验研究,最终获得了满足产品制造要求的焊接工艺.

关键词

反应堆压力容器/环焊缝/海洋核动力平台

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基金项目

山西省应用基础研究复杂结构大锻件精确成形成性一体化制造技术基础研究资助( 201601D111002)

出版年

2020
山西科技
山西省科技发展战略研究所

山西科技

影响因子：0.29
ISSN：1004-6429
参考文献量1
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