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热老化对核电主管道材料冲击性能影响及老化趋势研究被引量：5: 2010年; 利用示波冲击试验系统研究核电主管道奥氏体-铁素体两相不锈钢铸件材料在老化温度(400℃)下时效3000h过程中冲击断裂性能随时效时间的变化规律。室温冲击实验结果表明:在长期时效过程中,随着时效时间的延长,屈服载荷增加,延性位移减小,表征裂纹稳定扩展速度的卸载角度在时效100h后快速增加。冲击过程中材料的裂纹形成能量、裂纹扩展能量以及总冲击能量均随时效时间的延长先略上升而后逐渐下降,呈现出明显的脆化迹象;相比之下,热老化将主要导致材料裂纹扩展能量的下降。采用脆化动力学公式,对长期时效下热老化趋势进行预测,结果显示采用脆化动力学预测的材料冲击性能下降规律与试验结果基本吻合,但整体偏于保守。SEM结果表明试样表面的微观特征从较浅的韧窝型断裂逐渐演变到典型的解理性脆性断裂,材料在热老化过程中发生了脆化。; 薛飞束国刚余伟炜王兆希蒙新明遆文新; 关键词：示波冲击热老化

核电厂主管道材料低周疲劳寿命预测方法评价被引量：3: 2010年; 采用总应变控制方法,对压水堆核电厂主管道国产材料Z3CN20.09M进行了室温与350℃温度下的低周疲劳试验研究,获得了材料的疲劳寿命演化规律。采用Manson-Coffin方程、单拉估算模型、拉伸滞后能寿命模型和三参数幂函数公式对该材料的低周疲劳数据进行了拟合。通过寿命预测结果比较发现,除单拉估算模型外,其他几种模型对350℃高温下疲劳寿命的预测结果分散性明显高于室温疲劳。在众多模型之中,单拉估算模型拟合效果较差且预测寿命偏于非保守,而室温下拉伸滞后能法预测精度相对较高,350℃下则采用三参数幂函数法获得的预测效果更好。; 薛飞束国刚余伟炜文新林磊蒙新明刘江南; 关键词：低周疲劳核电厂主管道

T91钢在超临界水环境中的腐蚀性能被引量：6: 2016年; 在超临界水(SCW)环境中对新型铁素体/马氏体钢T91进行了不同时间的高压釜浸泡试验,采用SEM、EDS和XRD等方法对试样表面的腐蚀氧化膜进行了分析。结果表明:T91钢在超临界水环境中的氧化符合固态生长机制,材料表面生成了保护性氧化膜;外层氧化膜的主要成分是Fe_3O_4,有大量孔洞和裂纹缺陷;内层氧化膜的主要成分为Fe_3O_4和FeCr_2O_4,结构致密,随浸泡时间的延长氧化膜分层逐渐清晰;内层氧化膜中FeCr_2O_4含量逐渐增加,Fe(Fe,Cr)_2O_4的尖晶石结构具有保护性,使T91钢在SCW中的腐蚀速率降低。; 高文华沈朝张乐福; 关键词：超临界水

热老化对核电主管道材料拉伸性能的影响被引量：9: 2009年; 探讨热老化对核电站主管道用铸造奥氏体不锈钢Z3CN20.09M拉伸性能的影响.通过对不同热老化时间下的试样进行了拉伸试验,结合扫描电镜(SEM)和透射电镜(TEM)观察材料的微观结构变化,并采用Ramberg-Osgood模型对其拉伸性能进行了分析.结果表明:Z3CN20.09M钢在350℃下的拉伸性能低于室温;随热老化时间延长,材料的抗拉强度不断升高,断后延伸率不断减少;拉伸断口的SEM分析显示,其破断机理为微孔聚集型韧窝断裂,随热老化时间延长,断口中心的纤维区逐渐减小,且表面也逐渐变得平坦,韧窝处的第二相粒子数量逐渐增多,韧窝也逐渐变浅变小;TEM分析显示,随热老化时间延长,奥氏体中全位错密度减少,同时在奥氏体-铁素体相界上有碳化物析出;在3%的应变量范围内,Ramberg-Os-good模型的拟合曲线与试验数据吻合良好.因此,受热老化影响,Z3CN20.09M钢易发生脆化,即强度升高,塑性降低;Ramberg-Osgood模型可预测小应变量范围内热老化对其拉伸性能的影响.; 蒙新明耿波余伟炜薛飞王兆希遆文新石崇哲; 关键词：热老化核电站铸造奥氏体不锈钢

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国家重点基础研究发展计划(2007BC209802)