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核电阀杆材料17-4PH不锈钢服役不同时间的组织性能分析
被引量:
4
1
作者
王瀚霄
白冰
+2 位作者
张长义
佟振峰
杨文
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2018年第2期318-325,共8页
本文针对核电站用阀杆材料17-4PH不锈钢,研究其长时间在300℃左右的环境下服役的组织和性能。材料取自国内某压水堆核电站的VVP(Vital Vapor Plant)主蒸汽系统,VVP1-3分别为服役11年、14年和19年的主蒸汽隔离阀。通过冲击性能测试、金...
本文针对核电站用阀杆材料17-4PH不锈钢,研究其长时间在300℃左右的环境下服役的组织和性能。材料取自国内某压水堆核电站的VVP(Vital Vapor Plant)主蒸汽系统,VVP1-3分别为服役11年、14年和19年的主蒸汽隔离阀。通过冲击性能测试、金相和断口形貌等分析方法研究了17-4PH材料的组织性能变化。结果表明,不同服役年限的VVP阀杆材料出现不同程度的脆化现象,0℃冲击吸收能分别下降118 J、132 J和156 J。发生热老化脆化后的不锈钢试样中观察到了马氏体长大和大尺寸铁素体存在的现象。对实验获得及文献调研到的数据进行拟合,得到了热老化冲击性能变化曲线。
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关键词
压水堆
17.4ph不锈钢
冲击实验
韧脆转变温度
组织性能
下载PDF
职称材料
题名
核电阀杆材料17-4PH不锈钢服役不同时间的组织性能分析
被引量:
4
1
作者
王瀚霄
白冰
张长义
佟振峰
杨文
机构
中国原子能科学研究院
出处
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2018年第2期318-325,共8页
文摘
本文针对核电站用阀杆材料17-4PH不锈钢,研究其长时间在300℃左右的环境下服役的组织和性能。材料取自国内某压水堆核电站的VVP(Vital Vapor Plant)主蒸汽系统,VVP1-3分别为服役11年、14年和19年的主蒸汽隔离阀。通过冲击性能测试、金相和断口形貌等分析方法研究了17-4PH材料的组织性能变化。结果表明,不同服役年限的VVP阀杆材料出现不同程度的脆化现象,0℃冲击吸收能分别下降118 J、132 J和156 J。发生热老化脆化后的不锈钢试样中观察到了马氏体长大和大尺寸铁素体存在的现象。对实验获得及文献调研到的数据进行拟合,得到了热老化冲击性能变化曲线。
关键词
压水堆
17.4ph不锈钢
冲击实验
韧脆转变温度
组织性能
Keywords
Pressurized water reactor
17-4
ph
stainless steel
Impact test
Ductile-brittle transition temperature
Uicrostructure and Properties
分类号
TL34 [核科学技术—核技术及应用]
下载PDF
职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
核电阀杆材料17-4PH不锈钢服役不同时间的组织性能分析
王瀚霄
白冰
张长义
佟振峰
杨文
《核科学与工程》
CAS
CSCD
北大核心
2018
4
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职称材料
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参考文献
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