核反应堆用不锈钢老化性能再生研究

作     者：刘学兵 张新房 Liu Xuebing;Zhang Xinfang

作者机构：北京科技大学冶金与生态工程学院北京100083 

出 版 物：《核动力工程》 (Nuclear Power Engineering)

年 卷 期：2020年第41卷第S1期

页      面：96-100页

核心收录：

学科分类：0808[工学-电气工程] 080802[工学-电力系统及其自动化] 08[工学] 0807[工学-动力工程及工程热物理] 0805[工学-材料科学与工程（可授工学、理学学位）] 080502[工学-材料学] 0827[工学-核科学与技术] 0703[理学-化学] 0801[工学-力学（可授工学、理学学位）] 

基　　金：国家自然科学基金项目(51874023 51601011) 

主　　题：不锈钢 热老化脆化 电磁外场 性能再生 延寿 

摘      要：针对核反应堆用奥氏体不锈钢和铸造双相不锈钢长期服役会发生严重的热老化脆化问题,导致材料发生脆性断裂的概率增大,严重威胁核反应堆的安全运行。在系统研究时效老化对不锈钢力学性能和微观组织演变影响的基础上,提出利用第二相粒子与基体电学性能差异这一特性,对长期服役老化的不锈钢进行性能修复。研究结果表明:经电磁外场处理后,长期老化不锈钢基体中的有害析出相数密度和调幅分解程度显著下降,不锈钢的韧性得到有效修复,材料的老化程度明显降低,使得不锈钢材料的服役寿命延长近一倍。