点击下载——核电站—回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究现状与展望.doc 核电站—回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究现状与展望 王永强，李时磊，杨滨 北京科技大学 摘要：从热老化机理、研究方法、取得的成果等方面综述了半个多世纪以来国内外关于压水堆核电站一回路主管道铸造臭氏体不锈钢热老化研究的状况，分析了目前热老化研究中存在的不足，在此基础主提出了今后一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究的方向。 关键词：一回路主管道；铸造奥氏体不锈钢；热老化机理 0引言 压水堆核电站中的一回路主管道是维持和约束冷却剂循环流动的通道，是系统承压边界的一部分，被称为核电站的“主动脉”。它封闭着高温、高压且带有放射性的冷却剂，对反应堆的安全和正常运行起着重要的保障作用。一回路主管道属于核安全一级部件，主要由含有一定铁素体相(5％～20％)的铸造奥氏体不锈钢(CASS)制造，国外也称它为双相不锈钢。CASS在压水堆一回路系统运行环境（温度为288～327℃，压力为16MPa)下长期服役时会发生材料性能的退化，其中重要的形式之一为热老化。热老化可导致材料的临界裂纹尺寸减小，韧脆转变温度上升，增大脆..