压水堆核电站主管道材料的低周疲劳行为研究
薛飞1
余伟炜1
遆文新1
王兆希2
张路1
林磊1
石崇哲3
1.苏州热工研究院,苏州,2150042.苏州热工研究院,苏州215004;清华大学材料科学与工程系,北京1000843.西安工业大学材料与化工学院,西安,710032
摘要：对压水堆核电站主管道材料Z3CN20.09M进行室温与350℃低周疲劳性能试验,得到材料循环变形规律和寿命演化模型.结果表明,主管道材料表现为先强化后软化的循环特性,但强化的程度取决于温度和应变幅；当应变幅较大时,高温疲劳断裂寿命高于室温疲劳断裂寿命,但随着应变幅的降低,二者的疲劳断裂寿命差别逐渐减小.常温与350℃高温疲劳断口的分析表明,Z3CN20.09M钢低周疲劳裂纹呈凸形扩展,并伴随有疲劳辉纹出现.
关键词：低周疲劳核电压水堆主管道
分类号：O346.2(固体力学)
资助基金：国家高技术研究发展计划（863计划）(2008AA031701-3)中国博士后科学基金(20090450161)
论文发表日期：2011-01-01
在线出版日期：2026-09-12（本平台首次上网日期，不代表文献的发表时间）
页数：5( 890-894 )
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