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Mechanical properties and kinetics of thermally aged Z3CN20.09M cast duplex stainless steel 被引量:1
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作者 Tong-hua Liu Wei Wang +1 位作者 Wen-jiang Qiang Guo-gang Shu 《International Journal of Minerals,Metallurgy and Materials》 SCIE EI CAS CSCD 2018年第10期1148-1155,共8页
Cast stainless steels used in nuclear power plants suffer from fracture toughness losses owing to thermal aging after long-term service at temperatures ranging from 280–320°C. To study the thermal aging embrittl... Cast stainless steels used in nuclear power plants suffer from fracture toughness losses owing to thermal aging after long-term service at temperatures ranging from 280–320°C. To study the thermal aging embrittlement of Z3 CN20.09 M duplex stainless steel produced in China, accelerated thermal aging experiments were carried out at 350, 380, and 400°C for up to 10000 h. Microhardness and Charpy impact energies were measured at different aging times. The microhardness of ferrite increased drastically over the initial aging time of 2000 h at 380 and 400°C and then slowly reached HV0.01 560. In contrast to this observed change in microhardness, Charpy impact energies sharply decreased after initial aging and then gradually reached a minimum value. Taking the microhardness of the ferrite phase as the parameter describing the thermal kinetics of the stainless steel samples, the activation energy of thermal aging was calculated to be 51 kJ/mol. Correlations between the thermal aging parameter, P, and ferrite microhardness and between P and Charpy impact energy were also analyzed. The results showed that the activation energy calculated from the ferrite microhardness is much more reasonable than that obtained using other parameters, such as chemical composition and impact energy. 展开更多
关键词 stainless steel thermal aging embrittlement activation ENERGY microhardness Charpy impact ENERGY
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CF-8M铸造不锈钢主管道的热老化脆化行为研究
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作者 吕云鹤 肖青山 +2 位作者 马若群 陈银强 初起宝 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第5期1016-1023,共8页
为了评价和预测铸造奥氏体不锈钢(CASS)材料服役期限内的热老化脆化程度,通过对美国的阿贡实验室(ANL)预测模型的研究和分析,以及在400℃下对核级CF-8M主管道材料实施了10 000 h的加速热老化试验,研究了CF-8M材料在不同热老化时间下拉... 为了评价和预测铸造奥氏体不锈钢(CASS)材料服役期限内的热老化脆化程度,通过对美国的阿贡实验室(ANL)预测模型的研究和分析,以及在400℃下对核级CF-8M主管道材料实施了10 000 h的加速热老化试验,研究了CF-8M材料在不同热老化时间下拉伸性能、冲击性能和微观组织的变化规律,以冲击能作为表征热老化脆化程度的参数,获得了CF-8M材料的热老化脆化预测关系式,并与ANL模型的预测结果进行了对比和分析。结果表明,在加速热老化试验周期内随着热老化时间的增加,CF-8M材料的室温和高温(350℃)0.2%塑性延伸强度变化缓慢,抗拉强度缓慢增加;室温冲击能迅速下降,8 000 h以后冲击能下降趋势接近饱和状态;ANL模型对试验对象在加速老化试验周期内的冲击能预测结果不保守。CF-8M材料加速热老化10 000 h即等效服役30.49 a,其热老化脆化程度接近于热老化饱和状态。 展开更多
关键词 CF-8M铸造不锈钢 热老化脆化 拉伸性能 冲击韧性 预测
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304奥氏体不锈钢焊缝低温热老化后的显微组织与力学性能 被引量:4
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作者 罗强 陈勇 +2 位作者 周军 何琨 任黎平 《机械工程材料》 CAS CSCD 北大核心 2014年第11期31-34,共4页
针对压水堆核电站堆内构件用304奥氏体不锈钢的焊缝在325,365,400℃热老化不同时间后的组织和力学性能进行了研究,并与热老化前的进行了对比。结果表明:热老化后,焊缝组织以及焊缝中铁素体相和奥氏体相中的主要元素含量均没有明显变化,... 针对压水堆核电站堆内构件用304奥氏体不锈钢的焊缝在325,365,400℃热老化不同时间后的组织和力学性能进行了研究,并与热老化前的进行了对比。结果表明:热老化后,焊缝组织以及焊缝中铁素体相和奥氏体相中的主要元素含量均没有明显变化,焊缝的显微硬度明显增大,但奥氏体相的显微硬度没有明显变化,焊缝的冲击功显著下降,拉伸性能的变化较小;热老化温度越高,焊缝力学性能的变化越大。 展开更多
关键词 热老化 奥氏体不锈钢 焊缝 显微硬度 冲击韧性
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核电站一回路管道铸造奥氏体不锈钢热老化评估 被引量:1
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作者 王毓 刘江南 +3 位作者 王正品 金耀华 曹楠 要玉宏 《热力发电》 CAS 北大核心 2018年第7期64-68,共5页
压水堆核电站中的一回路主冷却剂管道用铸造奥氏体不锈钢(CASS)长期在反应堆环境下服役,面临热老化脆化问题。本文利用时效参数外延法,对其主要用钢Z3CN20-09M钢在长期运行后的热老化脆化程度进行评估,并对材料的使用寿命进行预测。评... 压水堆核电站中的一回路主冷却剂管道用铸造奥氏体不锈钢(CASS)长期在反应堆环境下服役,面临热老化脆化问题。本文利用时效参数外延法,对其主要用钢Z3CN20-09M钢在长期运行后的热老化脆化程度进行评估,并对材料的使用寿命进行预测。评估结果表明:在时效参数P=3.48的时效状态下,Z3CN20-09M钢中的铁素体发生了调幅分解,产生了热老化脆化倾向;同时,拟合得出该材料在288~327℃服役后的总冲击能量随时效参数P的变化关系,预测冷热腿管道用Z3CN20-09M钢在接近延寿期60满功率运行年限服役是安全的。 展开更多
关键词 铸造奥氏体不锈钢 热老化脆化 时效参数外延法 总冲击能量 评估 寿命预测
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316LN奥氏体不锈钢焊缝低温热老化行为研究 被引量:1
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作者 罗强 陈勇 +2 位作者 邱绍宇 周军 何琨 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第4期102-105,共4页
在压水堆核电厂中,主管道奥氏体不锈钢焊缝长期在其热老化敏感温度(280~325℃)下运行,为了研究主管道奥氏体不锈钢焊缝在核电厂运行温度下的热老化性能,开展了铁素体含量为10.7%的316LN不锈钢主管道焊缝在325、365、400℃下的低温热... 在压水堆核电厂中,主管道奥氏体不锈钢焊缝长期在其热老化敏感温度(280~325℃)下运行,为了研究主管道奥氏体不锈钢焊缝在核电厂运行温度下的热老化性能,开展了铁素体含量为10.7%的316LN不锈钢主管道焊缝在325、365、400℃下的低温热老化行为研究。结果表明:经6000 h热老化后,焊缝中铁素体相和奥氏体相中的主要元素含量没有发生明显变化,焊缝显微硬度快速增加但奥氏体相显微硬度没有发生变化,焊缝冲击功显著下降、拉伸性能变化较小。 展开更多
关键词 热老化脆化 奥氏体不锈钢 显微硬度 冲击韧性
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核电厂主管道90°弯头热老化程度的评估 被引量:2
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作者 黄均麟 刘向红 黄炳炎 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第2期105-108,共4页
根据IAEA和国际上相关文献提出的铸造奥氏体-铁素体不锈钢热老化评价方法和评估流程,以秦山核电厂二期扩建工程为例,对静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在长时间热老化后,以及在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性J-R... 根据IAEA和国际上相关文献提出的铸造奥氏体-铁素体不锈钢热老化评价方法和评估流程,以秦山核电厂二期扩建工程为例,对静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在长时间热老化后,以及在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性J-R曲线进行评估。评估结果表明:秦山核电厂二期扩建工程主管道静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性有明显的下降,但冲击韧性仍在安全裕量以内,长时间热老化后的冲击韧性已低于设计要求。 展开更多
关键词 铸造奥氏体-铁素体不锈钢 主管道 热老化 冲击韧性 断裂韧性 J-R曲线
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