CORC  > 金属研究所  > 中国科学院金属研究所
316Ti不锈钢在模拟核电高温高压水中的腐蚀疲劳裂纹断口研究
徐松 ; 吴欣强 ; 韩恩厚 ; 柯伟
2009-09-14
会议名称第五届全国腐蚀大会
会议日期2009-09-14
会议地点北京
关键词轻水核电站 不锈钢材料 高温高压水 腐蚀疲劳
中文摘要本文研究了轻水堆核电站关键设备材料316Ti不锈钢在模拟核电高温高压水环境下的低周疲劳裂纹断口,讨论了疲劳裂纹扩展、断口特征及环境致裂机理。结果表明,疲劳裂纹为穿晶扩展,且呈折线状,裂纹之间相互交叉、连接、分叉呈现出典型的多裂纹特征;高变速率时裂纹短且数目多,低应变速率时裂纹长但数目少,并且高应变速率的辉纹间距小于低应变速率时的;裂纹尖端产生严重塑性变形,并伴有一些滑移带生成,裂纹尖端或者两侧铁素体/基体界面出现二次裂纹,讨论了裂纹扩展滑移溶解机理。
会议主办者中国腐蚀与防护学会
会议录第五届全国腐蚀大会论文集
语种中文
内容类型会议论文
源URL[http://210.72.142.130/handle/321006/70843]  
专题金属研究所_中国科学院金属研究所
推荐引用方式
GB/T 7714
徐松,吴欣强,韩恩厚,等. 316Ti不锈钢在模拟核电高温高压水中的腐蚀疲劳裂纹断口研究[C]. 见:第五届全国腐蚀大会. 北京. 2009-09-14.
个性服务
查看访问统计
相关权益政策
暂无数据
收藏/分享
所有评论 (0)
暂无评论
 

除非特别说明,本系统中所有内容都受版权保护,并保留所有权利。


©版权所有 ©2017 CSpace - Powered by CSpace