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反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝热老化脆化行为研究
1
作者
王成龙
佟振峰
+3 位作者
张长义
杨兴旺
宁广胜
杨文
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018年第7期1243-1249,共7页
对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430h(服役温度归一化到300℃)。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通...
对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430h(服役温度归一化到300℃)。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通过研究发现,金相组织和显微维氏硬度在热老化期间未发生明显的变化,表明在热老化过程中不存在硬化脆化机制。断口分析及扫描俄歇纳米探针研究表明,晶界发生了P的偏析,弱化了晶界结合力,因此,反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝在热老化过程中发生了由杂质元素P偏析引起的非硬化脆化。
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关键词
反应堆压力容器
Ni-Cr-Mo-V钢焊缝
杂质元素偏析
非硬化脆化
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职称材料
题名
反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝热老化脆化行为研究
1
作者
王成龙
佟振峰
张长义
杨兴旺
宁广胜
杨文
机构
中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部
江苏核电有限公司
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018年第7期1243-1249,共7页
基金
国家重点研发计划资助项目(2017YFB0702200)
文摘
对反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝温度监督样品的热老化脆化行为进行了研究。焊缝属于压力容器的薄弱环节,服役时间最高达120 430h(服役温度归一化到300℃)。3批次的焊缝监督样品冲击实验表明,焊缝材料在热老化过程中发生了脆化。通过研究发现,金相组织和显微维氏硬度在热老化期间未发生明显的变化,表明在热老化过程中不存在硬化脆化机制。断口分析及扫描俄歇纳米探针研究表明,晶界发生了P的偏析,弱化了晶界结合力,因此,反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝在热老化过程中发生了由杂质元素P偏析引起的非硬化脆化。
关键词
反应堆压力容器
Ni-Cr-Mo-V钢焊缝
杂质元素偏析
非硬化脆化
Keywords
reactor pressure vessel
Ni Cr Mo V steel weld
segregation of impurity
non hardening embrittlement
分类号
TG407 [金属学及工艺—焊接]
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职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
反应堆压力容器用Ni-Cr-Mo-V钢焊缝热老化脆化行为研究
王成龙
佟振峰
张长义
杨兴旺
宁广胜
杨文
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2018
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