长期热老化后核电站主管道材料的力学行为
来源期刊：钢铁研究学报2014年第7期
论文作者：郑凯 钟振前 王艳丽 李时磊
文章页码：1 - 7
关键词：铸造奥氏体不锈钢;热老化;冲击行为;拉伸行为;疲劳行为;
摘 要：大型压水堆核电站主管道多采用综合性能优良的铸造奥氏体不锈钢,但该材料在中温下长期服役会发生热老化脆化现象。总结了国内外的最新研究成果,主要综述了长期热老化过程中主管道材料的相变规律及其影响因素,以及长期热老化后材料的纳米硬度、拉伸、冲击和疲劳行为。
郑凯1，钟振前1，王艳丽3，李时磊3
1. 钢铁研究总院国家钢铁材料测试中心3. 北京科技大学新金属材料国家重点实验室
摘 要：大型压水堆核电站主管道多采用综合性能优良的铸造奥氏体不锈钢,但该材料在中温下长期服役会发生热老化脆化现象。总结了国内外的最新研究成果,主要综述了长期热老化过程中主管道材料的相变规律及其影响因素,以及长期热老化后材料的纳米硬度、拉伸、冲击和疲劳行为。
关键词：铸造奥氏体不锈钢;热老化;冲击行为;拉伸行为;疲劳行为;
