超临界水冷堆候选高温合金低周疲劳性能研究

稀有金属材料与工程, 2014, 43(4): 922-925.

超临界水冷堆候选高温合金低周疲劳性能研究

陈乐 ^1, , 唐睿 ^2, , 梁波 ^3, , 张强 ^4, , 刘鸿 ^5,

1.中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室,四川成都610041

2.中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室,四川成都610041

3.中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室,四川成都610041

4.中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室,四川成都610041

5.中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室,四川成都610041

基金项目: 国防科工局核能开发项目课题:超临界水冷堆材料研究

关键词：超临界水冷堆 , 低周疲劳 , 高温合金

Low-Cycle Fatigue Property of Candidate High Temperature Alloys for Supercritical Water Cooled Reactors

Chen Le ^1, , Tang Rui ^2, , Liang Bo ^3, , Zhang Qiang ^4, , Liu Hong ^5,

1.中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室,四川成都610041

2.中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室,四川成都610041

3.中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室,四川成都610041

4.中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室,四川成都610041

5.中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室,四川成都610041

Keywords： supercritical water cooled reactor , low-cycle fatigue , high temperature alloy

采用MTS材料试验机研究了作为超临界水冷堆候选材料的Inconel-718、Incoloy-825、Incoloy-800H 3种高温合金,在650℃和室温、±0.5％应变幅的低周疲劳性能,并采用扫描电镜对试验后样品进行了断口分析.结果表明:在两种温度条件下,718的疲劳寿命均最高.温度对3种高温合金的稳态迟滞回线面积和弹性变形量几乎无影响;718的稳态迟滞回线面积远低于825和800H,而弹性变形量几乎达到825和800H的2倍,有利于提高其疲劳寿命.在循环变形过程中,718呈循环软化状态,825和800H呈先循环硬化再循环饱和状态,且在高温下循环硬化效应更明显.在650℃低周疲劳试验后,718样品断口表面的疲劳间距不足1 μm,而对于825和800H则分别达到2.28和2～20 μm,进一步表明了718在3种材料中低周疲劳性能最好.

参考文献

[1]	牛会鹏,张峥,刘绍伦.GH2132合金疲劳性能实验研究[J].北京航空航天大学学报,2003(09):816-820.

上一张下一张

计量

下载量()
访问量()

作者相关

在本站搜索
陈乐唐睿梁波张强刘鸿
在百度学术搜索
陈乐唐睿梁波张强刘鸿
在万方数据库搜索
陈乐唐睿梁波张强刘鸿
在CNKI搜索
陈乐唐睿梁波张强刘鸿

文章评分

您的评分：
1

0%
2

0%
3

0%
4

0%
5

0%

材料期刊网