核电站铸造奥氏体不锈钢热老化试验设计

作     者：余伟炜 姜家旺 尤磊 薛飞 刘伟 束国刚 

作者机构：苏州热工研究院有限公司江苏苏州215004 中广核工程有限公司广东深圳518124 清华大学材料科学与工程系北京100084 

基　　金：国家科技重大专项(项目编号:2011ZX06004-009-08) 

出 版 物：《铸造技术》 (Foundry Technology)

年 卷 期：2014年第35卷第2期

页      码：309-313页

摘      要：为验证一回路关键部件铸造奥氏体不锈钢(CASS)在整个寿期内的适用性,结合CASS部件运行期间的主要老化机理,对核电站铸造奥氏体不锈钢的热老化试验设计进行研究。通过对CASS材料的老化机理分析,结合加速老化试验的基本原理Arrhenius公式,分析了激活能Q、老化温度TS和老化时间t对热老化试验的影响,并得出如下结论:对于核电用CASS部件,热老化的加速老化试验温度建议值最高不超过400℃,试验过程中需严格控制加热温度的均匀性和稳定性,同时需要结合激活能值设计可覆盖设备整个寿期的试验,为准确把握材料的老化特征,需合理设置取样的时间间隔。

主 题 词：铸造奥氏体不锈钢 热老化 老化温度 激活能 

学科分类：080503[080503] 08[工学] 0805[工学-能源动力学] 0802[工学-机械学] 080201[080201] 

馆 藏 号：203981278...