核电站用国产铸造双相不锈钢的热老化

发布时间：2017-07-07 21:15

  本文关键词：核电站用国产铸造双相不锈钢的热老化

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【摘要】：对国产铸造双相不锈钢Z3CN20-09M进行了450℃长达1200 h的加速热老化试验。研究了它的热老化脆化行为。结果表明:随着老化时间的增加,冲击功显著下降,老化1200 h后冲击功为161 J,断裂方式由韧性转变为脆性;奥氏体相显微硬度基本不变,而铁素体相显微硬度显著增加,老化1200 h后铁素体相显微硬度为470 HV10。
【作者单位】： 北京科技大学材料科学与工程学院;江西理工大学材料科学与工程学院;
【关键词】： 铸造双相不锈钢 热老化 显微硬度 铁素体相 奥氏体相
【分类号】：TM623;TG142.71
【正文快照】： 压水堆核电站一回路主管道是核电站的重要组成部分,属安全一级。目前,国内核电站一回路主冷却剂管道多采用国产铸造双相不锈钢Z3CN20-09M。其运行温度为280~320℃,这期间承受着热和机械载荷的波动以及一回路冷却介质的腐蚀作用,长期服役将产生不容忽视的热老化现象[1]。即,材

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