核反应堆堆内构件用304H奥氏体不锈钢敏化非腐蚀条件下的性能研究

作     者：王庆田 胡朝威 冷晓春 蒋兴钧 王仲辉 WANG Qingtian;HU Chaowei;LENG Xiaochun;JIANG Xingjun;WANG Zhonghui

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四川成都610213 上海第一机床厂有限公司上海201306 

出 版 物：《热加工工艺》 (Hot Working Technology)

年 卷 期：2018年第47卷第22期

页      码：101-105页

摘      要：介绍了压水型反应堆堆内构件常用的各种奥氏体不锈钢牌号,包括化学成分和力学性能差异。结合压水型反应堆堆内构件用材料的性能要求,分析了304H奥氏体不锈钢在敏化条件下的碳化铬Cr23C6在晶界的析出形态以及各种腐蚀介质对304H不锈钢性能的影响。研究了304H不锈钢在敏化非腐蚀条件下的力学性能。结果表明,敏化后的304H不锈钢,力学性能有一定程度的下降。

主 题 词：堆内构件 304H不锈钢 敏化 非腐蚀 性能 

学科分类：080503[080503] 08[工学] 0805[工学-能源动力学] 

D　O　I：10.14158/J.CNKI.1001-3814.2018.22.026

馆 藏 号：203453958...