《表1 Z3CN20.09M不锈钢的化学成分 (质量分数, %)》
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《Z3CN20.09M不锈钢热老化-低周疲劳性能研究》
试验用材料为国产Z3CN20.09M不锈钢,化学成分如表1所示。Z3CN20.09M不锈钢微观组织如图1所示,其组织特征为奥氏体相基体上分布着细针状、岛状和带有尖角的条带状铁素体相。由于Z3CN20.09M不锈钢在压水堆核电站中长期的服役温度范围为280~327℃,设计温度一般不超过350℃,所以本文中的热老化试验和疲劳试验温度均选择在350℃下进行。其中,Z3CN20.09M不锈钢热老化试验在350℃下分别热老化1000、6000、10000和30000 h。低周疲劳试验温度为350℃,在MTS拉扭复合疲劳试验系统上进行。试验中对试样采用应变控制,应变幅值分别为0.3%、0.4%、0.6%和0.8%。施加载荷为对称三角波,应变速率为0.005s-1。
图表编号 | XD0056860700 严禁用于非法目的 |
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绘制时间 | 2019.04.25 |
作者 | 周高斌、王小彬、吴璇、于敦吉、张喆、陈海波、张亚斌、马姝丽 |
绘制单位 | 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室、中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室、天津大学化工学院、天津大学化工学院、天津大学化工学院、中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室、中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室、中国核动力研究设计院核反应堆系统设计国家级重点实验室 |
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