原文服务方: 原子能科学技术       
摘要:
反应堆压力容器(RPV)钢在一回路水环境下的疲劳性能是评价其设计寿命的重要参数.本文针对国产A508-3钢开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳性能试验研究,获得了321℃、15.5 MPa及0.1 ppm溶解氧水环境下的疲劳行为数据和断裂机理.研究结果表明,国产A508-3钢峰值应力随应变幅的增大而逐渐增大,疲劳试验过程中试样表现出循环硬化、循环软化和饱和3个阶段;在应变幅由0.2%逐渐增加至0.6%的过程中,疲劳周次从105逐渐降低至102;疲劳断口具有疲劳和腐蚀特征,属于典型的腐蚀疲劳断裂.
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文献信息
篇名 国产A508-3钢在模拟AP1000一回路水环境下的疲劳性能研究
来源期刊 原子能科学技术 学科
关键词 反应堆压力容器 国产A508-3钢 一回路水环境 低周疲劳 腐蚀疲劳
年,卷(期) 2020,(4) 所属期刊栏目 第二届核材料技术创新学术会议优秀论文选
研究方向 页码范围 702-708
页数 7页 分类号 TL341
字数 语种 中文
DOI 10.7538/yzk.2019.youxian.0610
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 佟振峰 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部 28 46 4.0 6.0
2 钟巍华 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部 14 11 2.0 3.0
3 王成龙 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部 7 4 2.0 2.0
4 郑全 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部 4 0 0.0 0.0
5 刘健 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部 3 1 1.0 1.0
6 鱼滨涛 中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部 7 7 1.0 2.0
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腐蚀疲劳
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原子能科学技术
月刊
1000-6931
11-2044/TL
大16开
北京275信箱65分箱
1959-01-01
中文
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