陈璐瑶
- 作品数：3 被引量：3H指数：1
- 供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
- 发文基金：四川省自然科学基金更多>>
- 相关领域：一般工业技术核科学技术金属学及工艺更多>>
- Inconel690(TT)合金裂纹尖端小范围屈服时的腐蚀疲劳裂纹扩展行为研究被引量：2
- 2015年
- 对Inconel 690(TT)合金腐蚀疲劳裂纹尖端塑性区微观结构进行观察,并研究裂纹尖端塑性区及载荷比对模拟压水堆环境下的裂纹扩展行为的影响。裂纹尖端小范围屈服时,模拟压水堆环境对裂纹扩展速率有3倍左右的加速作用。。
- 肖军陈璐瑶付正鸿邱绍宇陈勇林震霞
- 关键词：INCONEL腐蚀疲劳裂纹扩展
- 热老化对20Cr25NiNb不锈钢冲击韧性的影响研究
- 2023年
- 针对长时间高温下合金力学性能退化问题,开展超临界气冷堆候选包壳材料的热老化研究。对改进型气冷堆用原型20Cr25NiNb不锈钢和添加不同元素的改进型合金,开展650℃下3000 h热老化试验。组织和性能结果表明,所有合金的冲击吸收能量(KV_(2))均随热老化进行而下降。这种塑性降低与高温下第二相演化密切相关。沿晶界先后析出M_(23)C_(6)和G相导致原型合金冲击韧性先下降再缓慢上升。添加W和Mo元素后,沿晶界析出Laves和σ相,引起KV_(2)下降更快;B元素可细化晶界σ相,使得冲击韧性下降幅度小于不含B元素。加入Al元素后,合金基体中析出大量Laves和NiAl相,同时晶界σ相快速粗化,导致材料脆化严重。
- 舒茗孙永铎郑钰琦周钦刘肖肖军陈璐瑶
- 关键词：热老化冲击韧性析出相
- Inconel690(TT)合金在压水堆二回路水环境下的腐蚀疲劳裂纹扩展行为研究被引量：1
- 2015年
- Inconel 690(TT)合金是压水反应堆蒸汽发生器传热管的关键材料之一,在压水反应堆工况下具有腐蚀疲劳开裂的风险。本文在裂纹尖端小范围屈服的条件下,研究了Inconel 690(TT)合金在模拟二回路水介质环境下的腐蚀疲劳裂纹扩展行为。研究发现:相对于室温情况下,模拟二回路水介质对疲劳裂纹扩展速率有最大3倍左右的加速作用;模拟二回水介质对疲劳裂纹扩展速率的加速作用受腐蚀疲劳裂纹非平面生长的影响,并与应力强度因子范围、最大应力强度因子及应力比密切相关。
- 肖军陈璐瑶付正鸿邱绍宇陈勇林震霞
- 关键词：INCONEL压水反应堆
