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核电用铸造奥氏体不锈钢的热老化性能研究
被引量：
2
1
作者
李承亮
邓小云
阴志英
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第S1期502-505,共4页
压水堆核电厂主管道用国产铸造奥氏体不锈钢(CASS)长期服役会面临着热老化问题。在400℃高温下开展CASS材料的加速热老化实验,采用夏比冲击试验获得了材料室温吸收能量随热老化时间延长的下降规律,采用扫描电镜观察到不同热老化时间冲...
压水堆核电厂主管道用国产铸造奥氏体不锈钢(CASS)长期服役会面临着热老化问题。在400℃高温下开展CASS材料的加速热老化实验,采用夏比冲击试验获得了材料室温吸收能量随热老化时间延长的下降规律,采用扫描电镜观察到不同热老化时间冲击断口形貌的变化趋势。实验结果表明:经过15 000h的加速热老化实验,CASS材料的热老化程度逐渐达到饱和状态,吸收能量虽大幅下降,但仍能满足设计规范对CASS材料在未老化状态时的考核要求。
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关键词
核电厂主管道
铸造奥氏体不锈钢
热老化
加速试验
吸收能量
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职称材料
题名
核电用铸造奥氏体不锈钢的热老化性能研究
被引量：
2
1
作者
李承亮
邓小云
阴志英
机构
深圳中广核工程设计有限公司
出处
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第S1期502-505,共4页
文摘
压水堆核电厂主管道用国产铸造奥氏体不锈钢(CASS)长期服役会面临着热老化问题。在400℃高温下开展CASS材料的加速热老化实验,采用夏比冲击试验获得了材料室温吸收能量随热老化时间延长的下降规律,采用扫描电镜观察到不同热老化时间冲击断口形貌的变化趋势。实验结果表明:经过15 000h的加速热老化实验,CASS材料的热老化程度逐渐达到饱和状态,吸收能量虽大幅下降,但仍能满足设计规范对CASS材料在未老化状态时的考核要求。
关键词
核电厂主管道
铸造奥氏体不锈钢
热老化
加速试验
吸收能量
Keywords
NPP main coolant lines
cast austenite stainless steel
thermal aging
accelerated experiment
absorbed energy
分类号
TG142.71 [金属学及工艺—金属材料]
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题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
核电用铸造奥氏体不锈钢的热老化性能研究
李承亮
邓小云
阴志英
《原子能科学技术》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014
2
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