核電蒸汽發(fā)生器傳熱管是核電機(jī)組關(guān)鍵部件中的核心,它決定了裝備的高參數(shù)和高可靠性。如今國內(nèi)傳熱管用材料仍以進(jìn)口為主。為設(shè)計出具有優(yōu)異服役性能的核電裝備用材料,早日實現(xiàn)核電裝備材料的國產(chǎn)化,本課題組以Fe-Cr-Ni合金為基礎(chǔ),根據(jù)傳熱管服役性能要求,通過成分優(yōu)化,最終得到了新型的Fe-Cr-Ni-Al-Nb-Mo型耐熱合金,代號為CHDG-B合金。本文以CHDG-B合金為研究對象,確定其固溶處理的最優(yōu)參數(shù)。綜合考慮蒸汽發(fā)生器傳熱管的服役條件,研究了該合金的高溫抗蠕變性能和組織演變規(guī)律,揭示了該合金在復(fù)雜應(yīng)力條件下即蠕變疲勞交互作用下的失效機(jī)理。研究了CHDG-B合金在服役溫度下的高溫蠕變行為。結(jié)果表明:CHDG-B合金抗蠕變性能優(yōu)異,在650℃、104 h下的持久強(qiáng)度極限為σ1×104650=232 MPa。蠕變后合金中彌散分布著納米級NbC顆粒;在長時間的蠕變試驗后的樣品中,位錯塞積處出現(xiàn)Laves相顆粒;蠕變試驗過程中納米級NbC優(yōu)先于Laves相析出,且隨時間延長Laves相顆粒粗化傾向嚴(yán)重。通... 

【文章來源】：江蘇大學(xué)江蘇省

【文章頁數(shù)】：84 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【部分圖文】：

壓水核反應(yīng)堆核電站結(jié)構(gòu)

圖 1.2 蒸汽發(fā)生器示意圖Fig. 1.2 Schematic diagram of steam generator汽發(fā)生器在核電站反應(yīng)堆中舉足輕重，其內(nèi)部傳熱管的服役環(huán)境更為嚴(yán)生器傳熱管需要在嚴(yán)苛的環(huán)境中長期服役并保持一定的穩(wěn)定性，這便對制造工藝提出更高的要求[15]。蒸汽發(fā)生器傳熱管長期在嚴(yán)苛的環(huán)境下要面臨如下幾個問題：（1）超超臨界高溫。（2）高壓。主要是一二回力差和蒸汽的流動導(dǎo)致管道的振動較為劇烈，產(chǎn)生明顯的蠕變疲勞交互。（3）腐蝕介質(zhì)。（4）核輻射[17]。

工好的試樣加熱到預(yù)定溫度后，對測定試樣的應(yīng)變量和時間的關(guān)系，試驗不一定要求試樣發(fā)生斷裂。在的變化曲線，即為蠕變曲線，如圖三個階段[30]。第一階段是初始蠕變。第二階段蠕變速率保持不變，曲稱為加速蠕變階段，該階段蠕變速率應(yīng)力改變?yōu)橐院愣☉?yīng)變速率拉伸時以得到另一種高溫蠕變曲線，如圖力隨應(yīng)變量的增加而增加的第一階本不變。第三階段流變應(yīng)力隨應(yīng)變

【參考文獻(xiàn)】：
期刊論文
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本文編號：2935803