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薄壁化合金法兰进行了冷加工

作者:河北鹏鑫管道装备集团有限公司 浏览: 发表时间:2021-06-10 16:55:05 来源:文章来自网络,如有侵权,请联系删除。

  前川等(1960~1964年)13-15对静止的300℃的水对材质热处理、加工腐蚀的影响。以及温度的影响等进行了研究,而且,也搞清楚了高温水中不锈钢上生成的薄膜形态16.虽然并没有出现特殊现象,但是前川1等,当时把304系材料当作燃料被覆管材料,所以为了使之薄壁化和提度合金法兰进行了冷加工,如果生成了加工马氏体,则认为是腐蚀量有所增加。而且,对作为控制杆使用的含硼的不锈钢,伊藤等(1965年)在320℃的纯水中进行了试验,证实了在19Cr9N钢中添加硼至1.8时,腐蚀度就会明显增加,这是因为(Fe、Cr)2B的生成,原来的铬含量会有所缺乏;而且证明了通过添加2-3的钛,耐腐蚀性可以得到。因为担心在化学工厂等液体环境下,奥氏体系不锈钢产生应力腐蚀断裂的现象,所以进行了在防止断裂发生的环境条件下的研究(1965-1970年)。

  特别明确了微量的离子、溶解在水中的氧、温度的影响,特别是合金元素所产生的影响(关于在含有离子的高温水中的应力腐蚀断裂,在第7.4节中有所阐述)。对于核反应堆的高温水环境,因为当初没有关于304钢的高温水的数据,所以一直把有耐晶间腐蚀性的347钢作为组成材料使用,但是美国的Leggett等(1957年)18,对碳含量不同的304钢在含有pH不同的氧气的高温水(316℃)中进行试验,结果表明,除了pH为比较低的3-4情况外,否则不会发生晶界裂纹,因此,得出了在核反应堆的高温纯水中,可以使用304钢代替347钢的结论。另外,关于应力腐蚀裂纹,在1960年初之前已经得出了至少是在一次系的纯水中难以产生这个结论1.但是,在轻水反应堆方面的美国,出现了很多应力腐蚀断裂的事例,因此这个预测被。根据1973年美国等对断裂事故整理的结果,一次系断裂现象多出现在配管,二次系断裂现象多出现在热交换器、蒸汽发生器中。

  1975年在长崎2演示的核反应堆环境中的主要材料问题,摘录了关于轻水炉的内容并附在表4.1中,其中不锈钢的高温水引起的应力腐蚀断裂、腐蚀疲劳等是主要问题。关于一次系所产生的断裂其断裂形态多是晶界断裂;由于或后的应力热处理,产生部位更加敏化;化物并不定是必要的9.作为初期的显著例子,可以举出在美国的Dresdenl的BWR产生的304钢的晶界断裂的例子,其后主要是在304系不锈钢的燃料被覆、配管、热交换器、压力容器以及喷嘴等处发现了断裂2.当初怀疑是离子和溶解氧的影响但之后在试验室里发现了合金法兰离子在低于0.1×10-4的纯水中也可能出现断裂231.特别是自从1974年,在Dresden2的BWR的配管系中使用的304钢管接口的热影响部位中发现晶界断裂以来,不仅在美国,在日本也多次出现了同样的现象,为此进行了大量的研究2晶界断裂的原因,在金属方面,和晶间腐蚀同样,是由于晶界的敏化,因此,就对在敏化的不锈钢的高温纯水中对应力腐蚀断裂产生影响的元素展开了讨论。小若等(1976年)23通过60℃、30h敏化的18Cr13N钢的双U弯曲试验片。


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