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模拟工况热老化对核电不锈钢力学性能的影响  
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【英文篇名】 Effect of Thermal Aging on Mechanical Properties of Nuclear Stainless Steel
【下载频次】 ★★☆
【作者】 王正品; 张显林; 要玉宏; 金耀华; 王毓;
【英文作者】 WANG Zhengpin; ZHANG Xianlin; YAO Yuhong; JIN Yaohua; WANG Yu; School of Materials and Chemical Engineering; Xi'an Technological University;
【作者单位】 西安工业大学材料与化工学院;
【文献出处】 西安工业大学学报 , Journal of Xi'an Technological University, 编辑部邮箱 2017年 04期  
期刊荣誉：ASPT来源刊  CJFD收录刊
【中文关键词】 Z3CN20-09M双相不锈钢; 模拟工况; 热老化脆化; 微型杯突试验;
【英文关键词】 Z3CN20-09Mstainless steel; simulation conditions; thermal aging embrittlement; small punch test;
【摘要】 为探索实际服役环境对核电主管道用双相不锈钢热老化脆化的影响,在空气及模拟工况两种不同介质环境对核电一回路主管道用Z3CN20-09M双相不锈钢进行350℃加速热老化,采用微型杯突试验(SPT)测定两种环境下热老化不同时间后的双相钢力学性能.使用扫描电镜(SEM)对微型杯突试样断口形貌进行观察,分析热老化环境及时间对其断裂机理的影响.试验结果表明:在热老化的初期(0~2 000h),双相不锈钢的微型杯突屈服强度、最大强度和断裂能都有一个明显的峰值,随着热老化时间的延长,微型杯突屈服和最大强度值缓慢增长,而断裂能则缓慢减少,双相不锈钢逐渐向脆性转变;t检验可知,不同环境对热老化脆化无显著影响.随着热老化时间延长,断口的韧窝数量减少,尺寸逐渐减小.热老化的时长是影响材料性能的主要原因,环境因素对热老化脆化的影响并不显著.
【英文摘要】 The thermal aging of duplex stainless steel of nuclear power primary coolant piping in the actual environment is explored.The Z3CN20-09 Mduplex stainless steel was treated by thermal aging in the air or simulation conditions at 350 ℃.The mechanical properties of the steel after two different thermal aging was measured by small punch test.The fracture morphology of the specimen was observed by scanning electron microscopy(SEM),and the influence of the environment and time on the fracture mechanism was analyz...
【基金】 国家自然科学基金(51371132); 陕西省教育厅重点实验室项目(14JS031)
【更新日期】 2017-07-11
【分类号】 TG142.71;TM623
【正文快照】 核能是一种新型清洁能源,通过核电站将其转化为电能后以达到稳定安全的传输和使用[1].核电站中最主要的部分为核反应堆,核燃料在核反应堆中裂变反应变产生巨大的热能,经一回路中的冷却液将热量从核反应堆中带出,之后冷却液再返回核反应堆中[2-3].所以,核反应堆和核电一回路是整

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