反应堆内174PH马氏体不锈钢阀杆材料长时间服役后的热老化脆化行为与断裂机制

文档名：反应堆内174PH马氏体不锈钢阀杆材料长时间服役后的热老化脆化行为与断裂机制
核电站主蒸汽系统中的阀杆等关键部件常用材料为17-4PH马氏体不锈钢,在300℃左右的高温环境下,该材料会随服役时间的延长发生热老化脆化,具体表现为钿脆转变温度(DBTT)升高、上平台能量降低和硬度増加,对反应堆的安全运行构成潜在威胁.本文针对热老化后的17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料,通过扫描电子显微镜(SEM)、电子背散射衍射(EBSD)等微观分析手段,研究其热老化脆化行为和断裂机制.结果表明,17-4PH马氏体不锈钢热老化后,马氏体板条束长大,晶界总数增多,冲击断口上微裂纹数量增多,且尺寸近似于马氏体板条束尺寸.结合其冲击性能等进一步分析了材料的脆性断裂机制,结果显示,小角度晶界与Cu相互作用产生的硬化导致脆化,是17-4PH马氏体不锈钢发生热老化脆化的主要原因.
作者：张长义白冰王瀚霄杨文
作者单位：中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部,北京102413
母体文献：第一届核材料技术创新学术会议论文集
会议名称：第一届核材料技术创新学术会议  
会议时间：2018年10月18日
会议地点：北京
主办单位：国防科技工业核材料技术创新中心
语种：chi
分类号：
关键词：反应堆  马氏体不锈钢  热老化脆化行为  断裂机制  服役时间
在线出版日期：2021年9月13日
基金项目：
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2024-12-9 20:18 上传 反应堆内174PH马氏体不锈钢阀杆材料长时间服役后的热老化脆化行为与断裂机制.pdf

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