690合金与152合金焊接热影响区微观组织研究

作     者：聂书红 梁政强 Nie Shuhong;Liang Zhengqiang

作者机构：中国原子能科学研究院北京102413 

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

年 卷 期：2017年第38卷第4期

页      面：139-144页

核心收录：

学科分类：08[工学] 082701[工学-核能科学与工程] 0827[工学-核科学与技术] 

主　　题：热影响区 金相特征 残余应变 晶粒平均取向差 晶粒边界显微结构 

摘      要：应用电子背散射衍射(EBSD)、扫描电镜(SEM)和显微硬度仪研究了压水堆(PWR)压力容器(RPV)控制棒驱动机构(CRDM)管嘴690合金与152合金焊接热影响区上部、中部和根部的残余应变分布、显微硬度、晶粒平均取向差(GAM)、晶粒边界显微结构和金相特征。研究结果表明:残余应变从上部到下部逐渐减少,最大残余应变5.15%,位于最后焊接的上部热影响区;重合位置点阵∑3边界平均分数从上部到下部逐渐增加,最小∑3边界平均分数是46.6%,显著低于基体金属的68%。因此认为,最后焊接的上部热影响区具有最高应力腐蚀破裂(SCC)敏感性。