發(fā)布時(shí)間：2018-06-17 09:30

  本文選題：LN不銹鋼 + 殘余應(yīng)力��； 參考：《原子能科學(xué)技術(shù)》2017年04期

【摘要】：核電站不銹鋼管道焊接過程中引入的殘余應(yīng)力對焊接接頭的應(yīng)力腐蝕開裂性能有較大影響。本文針對一AP1000主管道316LN不銹鋼焊接模擬件進(jìn)行殘余應(yīng)力分析和應(yīng)力腐蝕裂紋擴(kuò)展速率測量,得到了焊后原始狀態(tài)和去應(yīng)力熱處理狀態(tài)的焊接熱影響區(qū)材料在高溫高壓水中的應(yīng)力腐蝕裂紋擴(kuò)展速率。實(shí)驗(yàn)結(jié)果表明,焊接殘余應(yīng)力明顯提高了熱影響區(qū)的應(yīng)力腐蝕裂紋擴(kuò)展速率,且在含氫的壓水堆一回路正常水化學(xué)下焊接殘余應(yīng)力的影響更加顯著。
[Abstract]:The residual stress introduced in the welding process of stainless steel pipe in nuclear power station has great influence on the stress corrosion cracking performance of welded joints. In this paper, residual stress analysis and stress corrosion crack growth rate measurement are carried out for an AP1000 main pipe 316LN stainless steel welding simulator. The propagation rate of stress corrosion crack in high temperature and high pressure water was obtained for welding heat affected zone materials in the original state and stress free heat treatment state after welding. The experimental results show that the welding residual stress obviously increases the stress corrosion crack growth rate in the heat affected zone, and the effect of welding residual stress on the welding residual stress is more obvious under the normal hydrochemistry of the pressurized water reactor containing hydrogen.
【作者單位】： 上海交通大學(xué)核科學(xué)與工程學(xué)院;
【基金】：大型先進(jìn)壓水堆核電站國家科技重大專項(xiàng)資助項(xiàng)目(2011ZX06004-009-0601)
【分類號】：TG457.6;TM623

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本文編號：2030558