核电厂主管道90°弯头热老化程度的评估

来源：核动力工程杂志2015年第2期北京时间：

作者：黄均麟, 刘向红, 黄炳炎

单位：中国核动力研究设计院, 成都, 610041；

摘要：根据IAEA和国际上相关文献提出的铸造奥氏体-铁素体不锈钢热老化评价方法和评估流程,以秦山核电厂二期扩建工程为例,对静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在长时间热老化后,以及在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性J-R曲线进行评估。评估结果表明:秦山核电厂二期扩建工程主管道静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性有明显的下降,但冲击韧性仍在安全裕量以内,长时间热老化后的冲击韧性已低于设计要求。

关键词：铸造奥氏体-铁素体不锈钢, 主管道, 热老化, 冲击韧性, 断裂韧性, J-R曲线