超高温下核级316H不锈钢材料基础特性研究

作     者：张宏亮 朱明冬 孙晓阳 何大明 王庆田 苏东川 李宁 曾畅 何西扣 Zhang Hongliang;Zhu Mingdong;Sun Xiaoyang;He Daming;Wang Qingtian;Su Dongchuan;Li Ning;Zeng Chang;He Xikou

作者机构：中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 钢铁研究总院特殊钢研究所北京100089 

基　　金：核反应堆系统设计技术重点实验室基金(6142A07200206) 

出 版 物：《核动力工程》 (Nuclear Power Engineering)

年 卷 期：2021年第42卷第4期

页      码：270-276页

摘      要：第四代反应堆的一个基础特征是设计运行温度大多数在500~800℃,而传统压水堆材料体系和数据均在350℃以下得到,无法满足需求。本文通过广泛论证分析,筛选出了适用于大多数反应堆、最接近工程应用的316H不锈钢材料作为研究对象。开展800℃超高温下力学性能、比热容、平均线膨胀系数、晶间腐蚀特性、低周疲劳等试验研究,结果表明,316H不锈钢实测数据结果大幅高于规范标准值,长期应用温度限值建议不超过700℃,短时瞬态运行温度限值建议不超过800℃。该研究为第四代反应堆结构材料筛选和评价提供了依据。

主 题 词：316H不锈钢 超高温 力学性能 低周疲劳 

学科分类：080703[080703] 08[工学] 0807[工学-电子信息类] 0827[工学-食品科学与工程类] 0703[理学-化学类] 0801[工学-力学类] 

核心收录：

D　O　I：10.13832/j.jnpe.2021.04.0270

馆 藏 号：203104711...