正火冷却速度对2.25Cr-1Mo耐热钢组织和力学性能的影响
发布时间：2020-12-27 13:20
随着经济的发展,我国对电力的需求逐年上升。核电作为一种新型绿色能源得到各国普遍关注。近年来,国内外大力发展的第四代核电站中多个堆型选用2.25Cr-1Mo耐热钢制造高温部件,包括堆内、换热器用锻件、换热管等多个尺寸、厚度差异较大的零部件,服役温度500530℃,寿期要求不低于20年。核电设备高温、长寿命服役特征,要求2.25Cr-1Mo钢应在服役过程中具有较好的热强性和组织稳定性。对于大型锻件,热处理时心部与表面难以获得均一的组织形态,不同的组织形态在服役过程中性能是否存在较大差异,是评价服役安全性和热处理工艺制定的重要依据。本文通过控制2.25Cr-1Mo试验钢奥氏体化后四种冷却速度（空冷、30℃/min、5℃/min和1℃/min）,模拟大型锻件正火冷却过程壁厚方向不同部位冷却状态对应得到的四种组织形态。对四种组织形态试验钢进行530℃、2000 h时效试验和持久强度试验,通过拉伸、冲击等力学性能测试和金相、扫描、透射等微观分析方法研究不同组织形态对2.25Cr-1Mo钢长期时效稳定性及持久性能的影响。得出以下结论:（1）随着正火冷却速度减慢,2.25Cr-1...
【文章来源】：昆明理工大学云南省
【文章页数】：103 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
近年我国年总发电量及2018年能源构成
第一章绪论3议上，经与会国家共同讨论对第四代核电站堆型的技术发展方向形成共识，在94个概念堆的基础上，开发六种先进堆型系统[5]：液态钠冷却快堆系统、铅合金液态金属冷却快堆系统、气冷快堆系统、熔盐反应堆系统、超高温气冷堆系统和超临界水冷堆系统。图1.2核电发展历程Fig.1.2Developmenthistoryofnuclearpower高温气冷堆是在早期气冷堆基础上改进发展的先进堆型。高温气冷堆利用热中子引发核裂变，以化学惰性和热工性良好的氦气作冷却剂，以耐高温石墨作为中子慢化剂和堆芯结构材料，燃料元件采用陶瓷包覆球形颗粒。由于堆芯为耐高温的全陶瓷型结构，堆芯出口氦气温度可高达700～950℃甚至更高。氦气在反应堆堆芯加热至750℃后，通过蒸汽发生器产生高温蒸汽，推动汽轮机发电。高温气冷堆主要特点是经济性好、发电效率高、固有安全性高、燃料循环灵活性大、工艺热应用广泛（如可海水淡化、核能制氢）等[6,7]。在现有高温气冷堆技术上通过进一步提高反应堆出口温度至1000℃，能更充分利用其工艺热更好地适应未来制氢技术的需求，即为超高温气冷堆的特点。液态钠冷却快堆是以液态钠为冷却剂，由快中子引起核裂变并能维持链式反应的反应堆[8,9]。液态钠冷却快堆系统具有两大优势：一是快中子具备核燃料增殖的能力，能够大幅度提高铀资源的利用率；二是可以嬗变压水堆产生的长寿命放射性废物，实现核燃料封闭式循环，减少放射性废物的排放。第四代核能系统具有安全性好、经济性高、核能可持续发展以及防止核扩散等特征[4]。第四代堆选择快中子反应堆是因为其具备核燃料增殖
昆明理工大学硕士学位论文22力的持久试验。使用同力RC-1130持久试验机进行试验，持久试验标准ASTME139《金属材料蠕变，蠕变断裂和应力破裂测试的标准试验方法》，试样尺寸Φ6.25×70mm、M12。2.2.4常规力学性能试验常规力学性能试验包括室温拉伸试验、530℃高温拉伸试验、室温冲击试验、-20℃冲击试验、硬度试验等。力学性能测试试样尺寸如下图2-1所示.图2-1力学性能测试试样（mm）（a）拉伸、持久试样，（b）冲击试样Fig.2.1Mechanicalpropertiestestspecimen(mm)(a)tensile,creeprupturespecimen,(b)impactspecimen拉伸试验采用尺寸Φ6.25×70mm、M12美标试样，遵循标准ASTMA370《钢制品力学性能试验的标准试验方法和定义》，室温拉伸试验标准ASTME8《金属材料室温拉伸试验标准方法》、高温拉伸试验标准ASTME21《金属材料高温拉伸试验标准方法》。室温拉伸试验使用WE-300型试验机，高温拉伸试验使用INSTRON5582试验机，分别在室温及530℃高温条件下获取拉伸试验样品的抗拉强度Rm、屈服强度Rp0.2、断后延伸率A和断面收缩率Z。冲击试样采用10×10×55mm标准CharpyV型试样，缺口深度2mm，试验标准ASTME23《金属材料夏比冲击试验标准方法》，进行钟摆冲击试验，试验机型号为JBN-300B，试验温度分别为25℃和-20℃。(a)(b)
本文编号：2941806
【文章来源】：昆明理工大学云南省
【文章页数】：103 页
【学位级别】：硕士
【部分图文】：
近年我国年总发电量及2018年能源构成
第一章绪论3议上，经与会国家共同讨论对第四代核电站堆型的技术发展方向形成共识，在94个概念堆的基础上，开发六种先进堆型系统[5]：液态钠冷却快堆系统、铅合金液态金属冷却快堆系统、气冷快堆系统、熔盐反应堆系统、超高温气冷堆系统和超临界水冷堆系统。图1.2核电发展历程Fig.1.2Developmenthistoryofnuclearpower高温气冷堆是在早期气冷堆基础上改进发展的先进堆型。高温气冷堆利用热中子引发核裂变，以化学惰性和热工性良好的氦气作冷却剂，以耐高温石墨作为中子慢化剂和堆芯结构材料，燃料元件采用陶瓷包覆球形颗粒。由于堆芯为耐高温的全陶瓷型结构，堆芯出口氦气温度可高达700～950℃甚至更高。氦气在反应堆堆芯加热至750℃后，通过蒸汽发生器产生高温蒸汽，推动汽轮机发电。高温气冷堆主要特点是经济性好、发电效率高、固有安全性高、燃料循环灵活性大、工艺热应用广泛（如可海水淡化、核能制氢）等[6,7]。在现有高温气冷堆技术上通过进一步提高反应堆出口温度至1000℃，能更充分利用其工艺热更好地适应未来制氢技术的需求，即为超高温气冷堆的特点。液态钠冷却快堆是以液态钠为冷却剂，由快中子引起核裂变并能维持链式反应的反应堆[8,9]。液态钠冷却快堆系统具有两大优势：一是快中子具备核燃料增殖的能力，能够大幅度提高铀资源的利用率；二是可以嬗变压水堆产生的长寿命放射性废物，实现核燃料封闭式循环，减少放射性废物的排放。第四代核能系统具有安全性好、经济性高、核能可持续发展以及防止核扩散等特征[4]。第四代堆选择快中子反应堆是因为其具备核燃料增殖
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