四代核电用长寿命奥氏体钢的组织稳定性机制取得新进展
与现有压水反应堆相比,第四代核电反应堆面临着服役温度更高、强腐蚀介质、辐照剂量更大的苛刻服役工况。堆容器、堆内构件作为承载冷却剂和传热介质的重要屏障,是设计寿期内不可更换的关键部件,其安全可靠性是反应堆安全运行的基础。奥氏体不锈钢大量用于钠冷快堆、铅铋快堆等四代核电堆容器堆内构件的制造,其在服役工况下的稳定性直接决定了设备服役寿期,探究高温组织稳定性机制是长寿命奥氏体钢研发的关键。
近期,中国科学院金属研究所特种合金研究部在前期高温δ铁素体演变行为对奥氏体不锈钢力学性能和腐蚀性能影响研究的基...
2024-05-14