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核电站铸造奥氏体不锈钢热老化试验设计
引用本文:余伟炜,姜家旺,尤磊,薛飞,刘伟,束国刚.核电站铸造奥氏体不锈钢热老化试验设计[J].铸造技术,2014(2).
作者姓名:余伟炜  姜家旺  尤磊  薛飞  刘伟  束国刚
作者单位:苏州热工研究院有限公司;中广核工程有限公司;清华大学材料科学与工程系;
基金项目:国家科技重大专项(项目编号:2011ZX06004-009-08)
摘    要:为验证一回路关键部件铸造奥氏体不锈钢(CASS)在整个寿期内的适用性,结合CASS部件运行期间的主要老化机理,对核电站铸造奥氏体不锈钢的热老化试验设计进行研究。通过对CASS材料的老化机理分析,结合加速老化试验的基本原理Arrhenius公式,分析了激活能Q、老化温度TS和老化时间t对热老化试验的影响,并得出如下结论:对于核电用CASS部件,热老化的加速老化试验温度建议值最高不超过400℃,试验过程中需严格控制加热温度的均匀性和稳定性,同时需要结合激活能值设计可覆盖设备整个寿期的试验,为准确把握材料的老化特征,需合理设置取样的时间间隔。

关 键 词:铸造奥氏体不锈钢  热老化  老化温度  激活能
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