长期热老化后核电站主管道材料的力学行为

作者：郑凯; 王镇; 钟振前; 王艳丽; 李时磊

来源：钢铁研究学报, 2014, 26(07): 1-7.

DOI：10.13228/j.boyuan.issn1001-0963.2014.07.013

• 铸造奥氏体不锈钢
• 热老化
• 冲击行为
• 拉伸行为
• 疲劳行为

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。

• 单位
  新金属材料国家重点实验室; 北京科技大学; 钢铁研究总院