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相似文献
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1.
锆合金疖状腐蚀研究综述   总被引:6,自引:0,他引:6  
疖状腐蚀是沸水堆中锆合金表面经常发生的1种局部腐蚀现象,它的产生直接影响包壳管的使用寿命和反应堆的安全性,为了全面认识疖状腐蚀的发生、发展及其控制因素,本文总结了国内外疖状腐蚀研究方面的一些主要成果,介绍了疖状蚀斑的形貌、形成机理以及及影响因素。在形成机制方面,目前主要有KUWAE的氢积聚模型和周邦新的形核长大模型。在疗状腐蚀的影响因素方面,认为主要有表面影响、热处理影响、合金成分影响、第二组影响、辐照影响等。最后指出了提高材料抗疗状腐蚀性能的工艺措施:提高Fe Cr含量、降低Sn含量、昼减少淬火后的退火次数和退火温度、降低锆合金制品的表面粗糙可以有效提高锆合金的抗疖状腐蚀能力,最根本的措施还是使用含铌新锆合金。  相似文献   

2.
利用高温氧化和氢化等方法模拟在聚变堆环境中多种 V-Cr-Ti-Al-Si合金因吸O和H而造成的脆性,并利用国外测试的V合金中子辐照后性能数据, 分析了V合金的中子辐照脆性.V合金在450℃~600℃惰性气体中的高温氧化符合抛物线 规律,除V4Ti3Al合金外,O含量升高使合金的延性降低.H、O联合作用下的V合金表现出了很 强的氢脆敏感性.对含O量为800 μg/g的V4Cr4Ti合金,当H含量超过50 μg/g后表现出明显 的拉伸脆性.中子辐照使V合金的屈服强度升高,而塑性降低,特别是低于400℃的低温中子 辐照,V合金表现出很强的辐照致脆倾向.研究中发现V合金吸氢、中子辐照和形变后的强化 具有等强的降低合金塑性的作用,为此建议采用细晶强化来解决V合金的氢脆和辐照致脆问 题.  相似文献   

3.
钨凭借其优异的性能,已成为核聚变堆面向等离子体材料的候选材料之一。在核聚变堆运行过程中,钨将面临高热负载辐照、高氢/氦等离子体辐照和高能中子辐照。其中,钨经中子辐照后会产生嬗变元素铼,随着核聚变反应的进行,这些元素将在钨中持续产生和积累,形成嬗变产物钨铼合金。因此,钨面向等离子体材料的热力学参数和耐热负载性能会发生变化,这将关系到钨面向等离子体材料的服役性能,甚至关系到反应堆的稳定运行问题。目前,由于在实验室条件下核聚变高能中子的产生受限,故而对嬗变产物钨铼合金的研究主要基于实验室制备的钨铼合金。本文综述了现阶段钨铼合金的主要制备工艺及其热负载行为,分析了钨铼合金热辐照行为中存在的问题,希望能为未来核聚变堆中钨面向等离子体材料的早日应用提供参考。  相似文献   

4.
根据现有研究成果,总结了Zr-xNb系合金的研究现状。Zr-xNb系合金的M5在辐照环境下表现出良好的抗腐蚀性能,使Zr-xNb系合金具有较大的研究应用潜力。从已获得的Zr-Nb系堆外腐蚀性能的数据证明,选择合适的Nb含量及加工工艺,可以大大提高锆合金的耐腐蚀性能,因此应该加快对Zr-Nb合金的应用研究,包括在反应堆内的辐照考验,以达到工程应用的目的。  相似文献   

5.
用于核反应堆的新候选材料研发是一项重要任务。由于反应堆环境恶劣,堆芯材料在高温下应具有良好的综合性能,如良好的强度、延展性、耐腐蚀性能和耐辐照性能等。此外,还应考虑低中子吸收横截面和中子活化。典型的空间核反应堆核心材料的选择主要由工作温度决定。随着反应堆设计工作温度的升高,一般以316不锈钢、镍基高温合金、氧化物分散强化(ODS)钢、铌合金、难熔金属和SiC陶瓷的顺序来选择设计堆芯材料。此外,高熵合金已经引起核领域的广泛关注。本文综述了以上不同材料体系在辐照过程中的力学性能演变,为进一步提升抗辐照性能提供研究指导。  相似文献   

6.
压力容器是压水堆核电站全寿期不可更换的关键部件,是核电站安全与寿命的决定因素之一。在长期服役过程中,引起压力容器性能下降的最主要因素是长时间大剂量高能量中子的辐照。辐照将引起压力容器材料韧性降低、脆性升高,从而增加压力容器脆性断裂的潜在危险。因此,压力容器材料抗辐照脆化能力一直是该领域国内外关注的焦点之一。文章针对国产压力容器材料,开展了一定剂量水平(约3×10 19 n/cm 2,E≥1 MeV)的研究堆加速辐照考验,进行了辐照后材料力学性能测试分析,包括冲击性能,动态断裂韧性,以及疲劳性能。同时,将辐照后性能测试结果与辐照前进行对比,分析评价了国产压力容器材料的抗辐照性能。  相似文献   

7.
锆合金因具有低的热中子吸收截面、优异的抗腐蚀、蠕变及辐照性能,已广泛应用于核燃料组件中。为提高锆合金服役性能,通常加入微量Sn、Nb、Fe、Cr、Cu和Ni等合金元素,其中大部分合金元素在α-Zr中的固溶度较低,经过热机械加工后往往以金属间化合物的形式析出,形成第二相粒子(SPPs)。SPPs对锆合金的组织演化、力学性能等具有重要影响,细小且均匀分布的SPPs能有效提升锆合金的综合性能。本文结合锆合金的加工工艺,综述了国内外关于锆合金SPPs析出演变规律的研究进展,并提出了针对SPPs尺寸和分布的工艺优化方法;梳理了SPPs的类型、尺寸与分布以及晶体学特征,并阐明了SPPs析出后对锆合金塑性变形过程和再结晶行为以及力学性能的影响。最后,总结梳理了锆合金SPPs研究存在的问题及发展趋势,以期对锆合金的加工工艺优化提供参考。  相似文献   

8.
轻核聚变反应产生的核能是解决能源问题的有效途径。但核聚变堆中材料的工作环境苛刻,钨凭借其优异性能成为今后核聚变装置中最有前途的备选材料,然而纯钨用于聚变堆时,存在韧脆转变温度较高、再结晶温度低、辐照硬化和脆化以及难加工等问题。因此,引入钨基材料以达到解决上述问题的目的。在此基础上,介绍了钨和钨基材料在等离子体辐照、高热负荷以及高能中子辐照作用下的损伤行为,讨论了损伤机理,并指出了尚需研究的若干关键问题。  相似文献   

9.
选用FeCrAl合金中具有代表性的C35M合金为研究对象,建立小型燃料棒模型,基于用户材料子程序(UMAT),将C35M合金的辐照蠕变模型嵌入子程序中,通过有限元软件ABAQUS计算了其在中子辐照下的热力耦合行为。选用Zr-2合金作为对比,分析了包壳的温度场、应力场、位移场以及间隙距离随时间的演变。结果表明,2种合金的温度场、应力场分布相同,温度分布主要受冷却剂影响,应力场则与温度、蠕变速率有关。在运行过程中,Zr-2合金以辐照生长为主,C35M合金则为辐照蠕变以及少量的热膨胀变形。Zr-2合金的间隙闭合速率远大于C35M合金,这表明C35M合金可以延长事故反应时间,但为了适应反应堆内的复杂环境,材料仍需继续优化,提高其强度以及蠕变速率。  相似文献   

10.
对比阐述了铁基合金和锆合金在不同腐蚀环境下的氧化腐蚀行为以及辐照前后的力学性能。结果发现,铁基合金腐蚀抗氧化性能明显优于锆合金;两种合金形成的腐蚀产物不同;铁基合金在不同腐蚀环境下形成不同的氧化物,腐蚀曲线也不同。一定的辐照量影响下,锆合金屈服强度高于铁基合金,而短期蠕变性能低于铁基合金,且两种合金的辐照生长行为存在差异。  相似文献   

11.
为提高中国低活化马氏体钢(China Low Activation Martensitic steel, CLAM)焊缝抗辐照损伤及辐照硬化的能力,采用原子力显微镜(Atomic Force Microscope, AFM)、扫描电子显微镜(Scanning Electron Microscope, SEM)、透射电子显微镜(Transmission Electron Microscope, TEM)、掠入射X射线衍射(Grazing Incidence X-ray Diffraction, GIXRD)、拉伸和纳米压痕技术等方法,对热处理前及热处理后的CLAM钢焊缝在室温下经能量为70-KeV、剂量为1×1017 ions/cm2的He+辐照后的辐照损伤情况及力学性能进行了研究。研究结果表明,离子辐照后,热处理前及热处理后焊缝金属中均产生了空洞等微观缺陷,力学性能呈现不同程度的降低。热处理后的CLAM钢焊缝晶粒组织更小、晶界密度更高的特点,阻碍了微观缺陷的相互聚集,焊缝内形成的缺陷分布更均匀、尺寸更小,该焊缝在辐照前及辐照后始终具有更优异的力学性能。通过热处理工艺来细化焊缝晶粒,提高焊缝抗辐照损伤及辐照硬化的能力,是一种可行的思路与方法。  相似文献   

12.
采用X射线衍射、扫描电镜和电化学腐蚀等技术研究了 3种不同束流密度的强脉冲离子束辐照对Ni3 Al合金表面形貌与物相及电化学腐蚀性能的影响。结果表明 :IPIB辐照时 ,试样最外表面的温度远超过Ni3 Al合金的熔点 ,造成试样表面融化 ,从而清洁和抛光试样表面 ;随离子束流密度的增加 ,Ni3 Al合金表面的物相呈现规律性的变化 ,分别产生形变织构、部分非晶及新相 ,使Ni3 Al合金的抗电化学腐蚀性能得以提高  相似文献   

13.
弥散强化在改善合金性能方面发挥着重要作用,而碳化物和氧化物陶瓷作为常用的弥散强化颗粒,其稳定性对于应用于恶劣环境的核反应堆中的合金非常重要,因此研究SiC、TiC、ZrC、Al2O3、Y2O3 和 ZrO2的抗辐射性具有重要意义。利用 SRIM 程序模拟了不同能量、不同类型的入射离子对不同材料的影响,分析了不同辐照剂量下氧化锆的辐照损伤。结果表明,随着入射离子能量的增加,入射离子在靶材中的分布趋于均匀,入射离子的停止位置和靶材的损伤深度有所增加。入射离子的种类不同,对靶材的损伤程度也大不相同,不利于对比材料的抗辐射能力。在相同的辐照条件下,入射离子的分布随辐照剂量的增加保持不变,但辐照损伤会不断累积直至饱和。在6种物质中,氧化锆和碳化锆的抗辐射性能较好。对氧化锆增强的钨合金在700 ℃进行碳离子辐照实验,发现氧化锆具有良好的辐照性能。  相似文献   

14.
采用电子束辐照及电子束-氦离子束(He^+)复合辐照方式,研究低活性Fe-Cr-Mn奥氏体钢时效析出碳化物的辐照损伤行为.结果表明:空洞可以在碳化物内部及边界处形成,而边界是优先形成位置;溶质元素在碳化物边界产生偏析;碳化物与γ相界面可以发生移动.从点缺陷与溶质元素相互作用和He的协同相助效应,讨论了时效碳化物辐照损伤的原因,提出相界面的局部移动也是辐照损伤的一种表现形式.  相似文献   

15.
利用氦离子辐照研究了不同辐照温度下低活化钢的辐照损伤行为,采用透射电镜和纳米压痕仪测量和表征了辐照引起的缺陷组织和硬化效应,并分析了两者之间的影响关系。结果表明,氦离子辐照造成的组织变化主要包括气泡和M23C6相的粗化。气泡在晶界上发生聚集,辐照剂量越大,气泡密度越高;辐照温度越高,气泡尺寸越大、密度越低。辐照之后,低活化钢硬度提高,且辐照温度上升,硬化效应降低。辐照硬化值与缺陷组织的尺寸和密度相关,高密度的小尺寸气泡是氦离子辐照硬化的主要因素,辐照温度升高,气泡密度降低,辐照硬化减弱。  相似文献   

16.
The effect of low-energy ion irradiation on the nanolaminated Ti3AlC2 is investigated by means of X-ray diffraction, transmission electron microscopy, electron energy loss and X-ray absorption spectroscopy. The chemical sensitivity and local order probing from core-loss edges provide new insights into the structural modifications induced under irradiation. From the analysis of the C K energy loss near-edge structure and Al K X-ray absorption near-edge structure by ab initio calculations, the influence of the layered structure of this compound on the irradiation damage is demonstrated, and damage is found to be preferentially localized in the aluminum planes of the structure. On the basis of comparisons between calculations and experimental spectra, a structural model is proposed for the irradiated state. This study emphasizes the utility of core-loss fine structure analysis to enhance understanding of ion irradiation-induced damage in complex crystalline materials.  相似文献   

17.
Heavy-ion implantation is a powerful tool to conduct atomic injection and to create buried nanoparticles with good depth-controllability in dielectric material. Metal nanoparticle composites, especially, the metal ion implanted insulators (e.g. SiO2) with patterned nanoparticles are promising for plasmonic applications, possessing an enhanced surface plasmon resonance and nonlinear optical property as compared with randomly implanted specimens [1]. Contact masked implantation is one practical method for patterned implantation, which has advantage of reliable 2D nanoparticle spatial controllability without any abreactions. In this experiment, the Si stencil mask was made from top Si layer of SOI wafer by using e-beam lithography and plasma deep etching. The mask can be fabricated with required aspect ratio (from 3 up to 100), fine pore shape, surface flatness, and mechanical hardness. 60 keV Cu ion irradiation damage test shows that, below the fluence of 1 × 1017 ions/cm2, Si stencil mask can keep dimensional stability.  相似文献   

18.
Oxide dispersion strengthened (ODS) steels are considered as potential candidates for high temperature applications in fusion reactors be- cause of their excellent thermal creep behavior. In the present work, the double-target magnetron co-sputtering method was recommended to prepare yttria dispersed ferrum films. Vacuum annealing and ion irradiation were carried out to study the surface topography and structural features of the prepared yttria dispersed ferrum samples. Experiments proved that while the yttria doping ratio in the ferrum film increases, the recrystallization temperature of the film will be enhanced and the sputtering damage by Xenon ion irradiation will be lowered. The sput- tering resistance of the obtained films would be improved with the growing of grains under vacuum annealing.  相似文献   

19.
刘豪  龙海川  郑鹏飞  邱长军  陈勇 《表面技术》2022,51(8):168-178, 213
重点综述了国内外关于氧化物或碳化物作为强化相的钨基面向等离子体材料的力学性能、氢滞留特性以及辐照损伤,发现制备工艺和强化相含量是影响钨基面向等离子体材料力学性能的主要方面,而均匀分散的强化相颗粒所致使的组织致密化程度更高是钨基材料力学性能提高的主要因素。其次,阐述了晶界和晶内的强化相颗粒分散不均表现出的位移损伤、气泡、绒毛、微裂纹等缺陷都将增加材料对氢同位素的捕获几率,以及等离子体辐照造成的脆化硬化将降低材料的抗热冲击性能。最后分析了近些年弥散强化钨基面向等离子体材料存在的关键基础问题,展望了未来弥散强化钨基材料的主要发展趋势,期望为开发优异的抗高热负荷和辐照损伤的钨基材料方面提供重要参考。  相似文献   

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