超高温下核级316H不锈钢材料基础特性研究
Nuclear Power Engineering（2021）
Abstract
第四代反应堆的一个基础特征是设计运行温度大多数在500～800℃,而传统压水堆材料体系和数据均在350℃以下得到,无法满足需求.本文通过广泛论证分析,筛选出了适用于大多数反应堆、最接近工程应用的316H不锈钢材料作为研究对象.开展800℃超高温下力学性能、比热容、平均线膨胀系数、晶间腐蚀特性、低周疲劳等试验研究,结果表明,316H不锈钢实测数据结果大幅高于规范标准值,长期应用温度限值建议不超过700℃,短时瞬态运行温度限值建议不超过800℃.该研究为第四代反应堆结构材料筛选和评价提供了依据.
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Key words
stainless steel,ultra high temperature,high temperature
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