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摘要:
压水堆核电站堆内构件用奥氏体不锈钢焊缝在长期服役过程中会面临着热老化脆化。本文开展了核电站堆内构件用304不锈钢焊缝在325℃、365℃和400℃下15,000 h的加速热老化试验,利用TEM和HRTEM研究了热老化后焊缝微观组织演变,采用冲击实验设备和纳米力学探针分别对热老化后焊缝冲击行为和纳米硬度变化进行了测试,并使用SEM观察了冲击断口形貌。结果表明:热老化后,焊缝内铁素体相发生了调幅分解;随着热老化温度增加,焊缝的冲击韧性显著下降,冲击断口呈现解理断裂特征;焊缝中铁素体相塑形变形能力不断下降,纳米硬度快速增加,而奥氏体相纳米硬度未发生改变。并以焊缝铁素体纳米硬度作为热老化程度指标,利用阿累尼乌斯Arrhenius方程得出304不锈钢焊缝在325℃~400℃内的热老化激活能约为80.4 kJ/mol。
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内容分析
关键词云
关键词热度
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文献信息
篇名 核电站堆内构件用304不锈钢焊缝热老化行为研究
来源期刊 材料科学 学科 工学
关键词 304不锈钢焊缝 热老化 冲击性能 纳米硬度 热老化激活能
年,卷(期) clkx_2016,(3) 所属期刊栏目
研究方向 页码范围 156-162
页数 7页 分类号 TG14
字数 语种
DOI
五维指标
作者信息
序号 姓名 单位 发文数 被引次数 H指数 G指数
1 罗强 14 23 3.0 4.0
2 刘思维 13 9 2.0 3.0
3 何琨 12 5 2.0 2.0
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研究主题发展历程
节点文献
304不锈钢焊缝
热老化
冲击性能
纳米硬度
热老化激活能
研究起点
研究来源
研究分支
研究去脉
引文网络交叉学科
相关学者/机构
期刊影响力
材料科学
月刊
2160-7613
武汉市江夏区汤逊湖北路38号光谷总部空间
出版文献量(篇)
745
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8
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