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
来源:热加工工艺, 2018, 47(22): 101-105.
DOI:10.14158/j.cnki.1001-3814.2018.22.026

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。

  • 单位
    上海第一机床厂有限公司; 中国核动力研究设计院

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