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反应堆内17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料长时间服役后的热老化脆化行为与断裂机制
反应堆内17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料长时间服役后的热老化脆化行为与断裂机制
作者:
张长义
杨文
王瀚霄
白冰
原文服务方:
原子能科学技术
热老化脆化
马氏体板条
小角度晶界
电子背散射衍射
摘要:
核电站主蒸汽系统中的阀杆等关键部件常用材料为17-4PH马氏体不锈钢,在300℃ 左右的高温环境下,该材料会随服役时间的延长发生热老化脆化,具体表现为韧脆转变温度(DBTT)升高 、上平台能量降低和硬度增加,对反应堆的安全运行构成潜在威胁.本文针对热老化后的17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料,通过扫描电子显微镜(SEM)、电子背散射衍射(EBSD)等微观分析手段,研究其热老化脆化行为和断裂机制.结果表明,17-4PH马氏体不锈钢热老化后,马氏体板条束长大,晶界总数增多,冲击断口上微裂纹数量增多,且尺寸近似于马氏体板条束尺寸.结合其冲击性能等进一步分析了材料的脆性断裂机制,结果显示,小角度晶界与Cu相互作用产生的硬化导致脆化,是17-4PH马氏体不锈钢发生热老化脆化的主要原因.
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文献信息
篇名
反应堆内17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料长时间服役后的热老化脆化行为与断裂机制
来源期刊
原子能科学技术
学科
关键词
热老化脆化
马氏体板条
小角度晶界
电子背散射衍射
年,卷(期)
2019,(3)
所属期刊栏目
裂变堆工程材料
研究方向
页码范围
403-407
页数
5页
分类号
TL341
字数
语种
中文
DOI
10.7538/yzk.2018.youxian.0709
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
张长义
中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部
18
32
3.0
5.0
2
杨文
中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部
53
69
4.0
6.0
3
白冰
中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部
9
2
1.0
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4
王瀚霄
中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部
2
1
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节点文献
热老化脆化
马氏体板条
小角度晶界
电子背散射衍射
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
原子能科学技术
主办单位:
中国原子能科学研究院
出版周期:
月刊
ISSN:
1000-6931
CN:
11-2044/TL
开本:
大16开
出版地:
北京275信箱65分箱
邮发代号:
创刊时间:
1959-01-01
语种:
中文
出版文献量(篇)
7198
总下载数(次)
0
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