正火冷卻速度對(duì)2.25Cr-1Mo耐熱鋼組織和力學(xué)性能的影響
發(fā)布時(shí)間:2020-12-27 13:20
隨著經(jīng)濟(jì)的發(fā)展,我國(guó)對(duì)電力的需求逐年上升。核電作為一種新型綠色能源得到各國(guó)普遍關(guān)注。近年來(lái),國(guó)內(nèi)外大力發(fā)展的第四代核電站中多個(gè)堆型選用2.25Cr-1Mo耐熱鋼制造高溫部件,包括堆內(nèi)、換熱器用鍛件、換熱管等多個(gè)尺寸、厚度差異較大的零部件,服役溫度500530℃,壽期要求不低于20年。核電設(shè)備高溫、長(zhǎng)壽命服役特征,要求2.25Cr-1Mo鋼應(yīng)在服役過(guò)程中具有較好的熱強(qiáng)性和組織穩(wěn)定性。對(duì)于大型鍛件,熱處理時(shí)心部與表面難以獲得均一的組織形態(tài),不同的組織形態(tài)在服役過(guò)程中性能是否存在較大差異,是評(píng)價(jià)服役安全性和熱處理工藝制定的重要依據(jù)。本文通過(guò)控制2.25Cr-1Mo試驗(yàn)鋼奧氏體化后四種冷卻速度(空冷、30℃/min、5℃/min和1℃/min),模擬大型鍛件正火冷卻過(guò)程壁厚方向不同部位冷卻狀態(tài)對(duì)應(yīng)得到的四種組織形態(tài)。對(duì)四種組織形態(tài)試驗(yàn)鋼進(jìn)行530℃、2000 h時(shí)效試驗(yàn)和持久強(qiáng)度試驗(yàn),通過(guò)拉伸、沖擊等力學(xué)性能測(cè)試和金相、掃描、透射等微觀分析方法研究不同組織形態(tài)對(duì)2.25Cr-1Mo鋼長(zhǎng)期時(shí)效穩(wěn)定性及持久性能的影響。得出以下結(jié)論:(1)隨著正火冷卻速度減慢,2.25Cr-1...
【文章來(lái)源】:昆明理工大學(xué)云南省
【文章頁(yè)數(shù)】:103 頁(yè)
【學(xué)位級(jí)別】:碩士
【部分圖文】:
近年我國(guó)年總發(fā)電量及2018年能源構(gòu)成
第一章緒論3議上,經(jīng)與會(huì)國(guó)家共同討論對(duì)第四代核電站堆型的技術(shù)發(fā)展方向形成共識(shí),在94個(gè)概念堆的基礎(chǔ)上,開(kāi)發(fā)六種先進(jìn)堆型系統(tǒng)[5]:液態(tài)鈉冷卻快堆系統(tǒng)、鉛合金液態(tài)金屬冷卻快堆系統(tǒng)、氣冷快堆系統(tǒng)、熔鹽反應(yīng)堆系統(tǒng)、超高溫氣冷堆系統(tǒng)和超臨界水冷堆系統(tǒng)。圖1.2核電發(fā)展歷程Fig.1.2Developmenthistoryofnuclearpower高溫氣冷堆是在早期氣冷堆基礎(chǔ)上改進(jìn)發(fā)展的先進(jìn)堆型。高溫氣冷堆利用熱中子引發(fā)核裂變,以化學(xué)惰性和熱工性良好的氦氣作冷卻劑,以耐高溫石墨作為中子慢化劑和堆芯結(jié)構(gòu)材料,燃料元件采用陶瓷包覆球形顆粒。由于堆芯為耐高溫的全陶瓷型結(jié)構(gòu),堆芯出口氦氣溫度可高達(dá)700~950℃甚至更高。氦氣在反應(yīng)堆堆芯加熱至750℃后,通過(guò)蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生高溫蒸汽,推動(dòng)汽輪機(jī)發(fā)電。高溫氣冷堆主要特點(diǎn)是經(jīng)濟(jì)性好、發(fā)電效率高、固有安全性高、燃料循環(huán)靈活性大、工藝熱應(yīng)用廣泛(如可海水淡化、核能制氫)等[6,7]。在現(xiàn)有高溫氣冷堆技術(shù)上通過(guò)進(jìn)一步提高反應(yīng)堆出口溫度至1000℃,能更充分利用其工藝熱更好地適應(yīng)未來(lái)制氫技術(shù)的需求,即為超高溫氣冷堆的特點(diǎn)。液態(tài)鈉冷卻快堆是以液態(tài)鈉為冷卻劑,由快中子引起核裂變并能維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的反應(yīng)堆[8,9]。液態(tài)鈉冷卻快堆系統(tǒng)具有兩大優(yōu)勢(shì):一是快中子具備核燃料增殖的能力,能夠大幅度提高鈾資源的利用率;二是可以嬗變壓水堆產(chǎn)生的長(zhǎng)壽命放射性廢物,實(shí)現(xiàn)核燃料封閉式循環(huán),減少放射性廢物的排放。第四代核能系統(tǒng)具有安全性好、經(jīng)濟(jì)性高、核能可持續(xù)發(fā)展以及防止核擴(kuò)散等特征[4]。第四代堆選擇快中子反應(yīng)堆是因?yàn)槠渚邆浜巳剂显鲋?
昆明理工大學(xué)碩士學(xué)位論文22力的持久試驗(yàn)。使用同力RC-1130持久試驗(yàn)機(jī)進(jìn)行試驗(yàn),持久試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)ASTME139《金屬材料蠕變,蠕變斷裂和應(yīng)力破裂測(cè)試的標(biāo)準(zhǔn)試驗(yàn)方法》,試樣尺寸Φ6.25×70mm、M12。2.2.4常規(guī)力學(xué)性能試驗(yàn)常規(guī)力學(xué)性能試驗(yàn)包括室溫拉伸試驗(yàn)、530℃高溫拉伸試驗(yàn)、室溫沖擊試驗(yàn)、-20℃沖擊試驗(yàn)、硬度試驗(yàn)等。力學(xué)性能測(cè)試試樣尺寸如下圖2-1所示.圖2-1力學(xué)性能測(cè)試試樣(mm)(a)拉伸、持久試樣,(b)沖擊試樣Fig.2.1Mechanicalpropertiestestspecimen(mm)(a)tensile,creeprupturespecimen,(b)impactspecimen拉伸試驗(yàn)采用尺寸Φ6.25×70mm、M12美標(biāo)試樣,遵循標(biāo)準(zhǔn)ASTMA370《鋼制品力學(xué)性能試驗(yàn)的標(biāo)準(zhǔn)試驗(yàn)方法和定義》,室溫拉伸試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)ASTME8《金屬材料室溫拉伸試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)方法》、高溫拉伸試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)ASTME21《金屬材料高溫拉伸試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)方法》。室溫拉伸試驗(yàn)使用WE-300型試驗(yàn)機(jī),高溫拉伸試驗(yàn)使用INSTRON5582試驗(yàn)機(jī),分別在室溫及530℃高溫條件下獲取拉伸試驗(yàn)樣品的抗拉強(qiáng)度Rm、屈服強(qiáng)度Rp0.2、斷后延伸率A和斷面收縮率Z。沖擊試樣采用10×10×55mm標(biāo)準(zhǔn)CharpyV型試樣,缺口深度2mm,試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)ASTME23《金屬材料夏比沖擊試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)方法》,進(jìn)行鐘擺沖擊試驗(yàn),試驗(yàn)機(jī)型號(hào)為JBN-300B,試驗(yàn)溫度分別為25℃和-20℃。(a)(b)
本文編號(hào):2941806
【文章來(lái)源】:昆明理工大學(xué)云南省
【文章頁(yè)數(shù)】:103 頁(yè)
【學(xué)位級(jí)別】:碩士
【部分圖文】:
近年我國(guó)年總發(fā)電量及2018年能源構(gòu)成
第一章緒論3議上,經(jīng)與會(huì)國(guó)家共同討論對(duì)第四代核電站堆型的技術(shù)發(fā)展方向形成共識(shí),在94個(gè)概念堆的基礎(chǔ)上,開(kāi)發(fā)六種先進(jìn)堆型系統(tǒng)[5]:液態(tài)鈉冷卻快堆系統(tǒng)、鉛合金液態(tài)金屬冷卻快堆系統(tǒng)、氣冷快堆系統(tǒng)、熔鹽反應(yīng)堆系統(tǒng)、超高溫氣冷堆系統(tǒng)和超臨界水冷堆系統(tǒng)。圖1.2核電發(fā)展歷程Fig.1.2Developmenthistoryofnuclearpower高溫氣冷堆是在早期氣冷堆基礎(chǔ)上改進(jìn)發(fā)展的先進(jìn)堆型。高溫氣冷堆利用熱中子引發(fā)核裂變,以化學(xué)惰性和熱工性良好的氦氣作冷卻劑,以耐高溫石墨作為中子慢化劑和堆芯結(jié)構(gòu)材料,燃料元件采用陶瓷包覆球形顆粒。由于堆芯為耐高溫的全陶瓷型結(jié)構(gòu),堆芯出口氦氣溫度可高達(dá)700~950℃甚至更高。氦氣在反應(yīng)堆堆芯加熱至750℃后,通過(guò)蒸汽發(fā)生器產(chǎn)生高溫蒸汽,推動(dòng)汽輪機(jī)發(fā)電。高溫氣冷堆主要特點(diǎn)是經(jīng)濟(jì)性好、發(fā)電效率高、固有安全性高、燃料循環(huán)靈活性大、工藝熱應(yīng)用廣泛(如可海水淡化、核能制氫)等[6,7]。在現(xiàn)有高溫氣冷堆技術(shù)上通過(guò)進(jìn)一步提高反應(yīng)堆出口溫度至1000℃,能更充分利用其工藝熱更好地適應(yīng)未來(lái)制氫技術(shù)的需求,即為超高溫氣冷堆的特點(diǎn)。液態(tài)鈉冷卻快堆是以液態(tài)鈉為冷卻劑,由快中子引起核裂變并能維持鏈?zhǔn)椒磻?yīng)的反應(yīng)堆[8,9]。液態(tài)鈉冷卻快堆系統(tǒng)具有兩大優(yōu)勢(shì):一是快中子具備核燃料增殖的能力,能夠大幅度提高鈾資源的利用率;二是可以嬗變壓水堆產(chǎn)生的長(zhǎng)壽命放射性廢物,實(shí)現(xiàn)核燃料封閉式循環(huán),減少放射性廢物的排放。第四代核能系統(tǒng)具有安全性好、經(jīng)濟(jì)性高、核能可持續(xù)發(fā)展以及防止核擴(kuò)散等特征[4]。第四代堆選擇快中子反應(yīng)堆是因?yàn)槠渚邆浜巳剂显鲋?
昆明理工大學(xué)碩士學(xué)位論文22力的持久試驗(yàn)。使用同力RC-1130持久試驗(yàn)機(jī)進(jìn)行試驗(yàn),持久試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)ASTME139《金屬材料蠕變,蠕變斷裂和應(yīng)力破裂測(cè)試的標(biāo)準(zhǔn)試驗(yàn)方法》,試樣尺寸Φ6.25×70mm、M12。2.2.4常規(guī)力學(xué)性能試驗(yàn)常規(guī)力學(xué)性能試驗(yàn)包括室溫拉伸試驗(yàn)、530℃高溫拉伸試驗(yàn)、室溫沖擊試驗(yàn)、-20℃沖擊試驗(yàn)、硬度試驗(yàn)等。力學(xué)性能測(cè)試試樣尺寸如下圖2-1所示.圖2-1力學(xué)性能測(cè)試試樣(mm)(a)拉伸、持久試樣,(b)沖擊試樣Fig.2.1Mechanicalpropertiestestspecimen(mm)(a)tensile,creeprupturespecimen,(b)impactspecimen拉伸試驗(yàn)采用尺寸Φ6.25×70mm、M12美標(biāo)試樣,遵循標(biāo)準(zhǔn)ASTMA370《鋼制品力學(xué)性能試驗(yàn)的標(biāo)準(zhǔn)試驗(yàn)方法和定義》,室溫拉伸試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)ASTME8《金屬材料室溫拉伸試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)方法》、高溫拉伸試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)ASTME21《金屬材料高溫拉伸試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)方法》。室溫拉伸試驗(yàn)使用WE-300型試驗(yàn)機(jī),高溫拉伸試驗(yàn)使用INSTRON5582試驗(yàn)機(jī),分別在室溫及530℃高溫條件下獲取拉伸試驗(yàn)樣品的抗拉強(qiáng)度Rm、屈服強(qiáng)度Rp0.2、斷后延伸率A和斷面收縮率Z。沖擊試樣采用10×10×55mm標(biāo)準(zhǔn)CharpyV型試樣,缺口深度2mm,試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)ASTME23《金屬材料夏比沖擊試驗(yàn)標(biāo)準(zhǔn)方法》,進(jìn)行鐘擺沖擊試驗(yàn),試驗(yàn)機(jī)型號(hào)為JBN-300B,試驗(yàn)溫度分別為25℃和-20℃。(a)(b)
本文編號(hào):2941806
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