原位合成ZrC_p/Fe复合材料的组织与性能

采用电弧熔炼制备了含ZrC体积分数达30%的Fe基复合材料,采用X射线衍射、光学显微镜和显微硬度计分别对材料的相组成、组织形貌和显微硬度进行了研究。结果表明,采用原位合成法制备ZrC增强铁基复合材料是可行的,ZrC作为唯一增强相,分布在α-Fe基体中;冷却速度的变化对ZrC相的形态和数量均有影响,冷却速度越高,ZrC的尺寸越小,复合材料的硬度越大。     

Cf／ZrC—ZrB2-SiC—C超高温陶瓷复合材料的显微结构表征

利用X-射线衍射、扫描电子显微镜和透射电子显微镜对Cf／ZrC-ZrB2-SiC-C超高温陶瓷复合材料的相组成、纤维／热解碳层的界面特征和超高温陶瓷基体的显微结构特征进行了表征。在碳纤维表面有一层厚度为2～3μm石墨化程度较高的热解碳界面层,该界面层可以避免采用PIP工艺制备超高温陶瓷基体时可能对碳纤维造成的损伤。热解碳层与碳纤维之间为弱机械结合,其界面间分布着20～30nm的ZrC纳米颗粒。Cf／ZrC—ZrB2-SiC—C超高温陶瓷复合材料基体主要由ZrC,ZrB2,SiC和石墨相（Cg）组成。基体中石墨的（002）面沿着ZrC,ZrB2或SiC的表面生长。在石墨与ZrB2和石墨与SiC的界面没有观察到取向关系,界面处既没有反应层也没有非晶相存在。在石墨与ZrC之间存在ZrC（111）／／Cg（002）,ZrC[110]／／Cr[010]的取向关系。ZrB,和SiC之间也没有界面反应和非晶层存在。     

原位合成WC_p/W丝增强铁基复合材料的组织与性能

在1100℃和1150℃下,钨丝和灰口铸铁中的石墨相原位合成WC颗粒,该颗粒与未反应的钨丝协同增强灰口铸铁,得到铁基复合材料.通过SEM、XRD、EDS、微观硬度和干式销盘磨损测试等手段,对复合试样进行组织形貌观察及性能测试.结果表明,在1150℃时,原位合成的WC颗粒较大,其复合材料在小的载荷下耐磨性较好;而在1100℃时,原位合成的WC颗粒细小,其复合材料在大的载荷下耐磨性较好.合成反应的机理受到反应物的扩散速度的影响.     

二氧化硅原位反应在制备镁基复合材料中的应用

在熔融镁合金中加入活化SiO2颗粒，由其与镁反应生成Mg2Si原位合成镁基复合材料；用X射线衍射仪(XRD)、电子探针显微分析仪(EPMA)、能谱仪(EDX)对制备的复合材料进行了分析。结果表明，SiO2原位反应制备的镁基复合材料中的增强相Mg2Si颗粒分布均匀，与基体结合较好，复合材料硬度得到提高。     

碳化硅颗粒增强铝基复合材料的界面特征及力学性能

研究了氧化态和原始态碳化硅颗粒增强铝基复合材料的界面结构及其对复合材料弯曲强度的影啊。结果发现．氧化处理后碳化硅与基体铝界面上有一ＳｉＯ２非晶层，该非晶层内由于铝的扩散作用而形成铝的浓度梯度。原始态碳化硅与铝的界面上则无此非晶层．由于此非晶层的作用．导致界面结合强度的提高从而增加了复合材料的弯曲强度。     

原位反应制备颗粒增强钛基复合材料的研究进展

原位反应制备的颗粒增强钛基复合材料中增强颗粒与基体的相容性好,复合材料高温性能稳定,成为制备高性能颗粒增强钛基复合材料的首选途径.目前,粉末冶金法、熔铸法、放热弥散法、燃烧合成法和机械合金化法都已用于原位反应制备颗粒增强钛基复合材料.综述了这些制备方法的原理、特点以及制备出的复合材料的组织和性能,指出了原位反应制备颗粒增强钛基复合材料今后的发展方向.     

电磁场法原位合成WC_p/W丝增强铁基复合材料

通过对钨丝和灰口铸铁熔体组成的体系施加电磁场,在1573 K时,熔体中的碳原子与钨原子能够原位反应合成碳化钨颗粒。结果表明:当电磁场频率小于4 kHz,得到碳化钨颗粒与钨丝混杂增强灰口铸铁基复合材料;当电磁场频率达到4 kHz时,得到碳化钨颗粒增强灰口铸铁基复合材料。电磁场除了加速熔体中的质量传递外,还有助于在钨丝周围形成一系列的Fe-W-C三元微区,该微区中钨的浓度较高,利于改善原位合成WC颗粒的动力学条件。但是,WC颗粒的间隙类似于一个过滤器,降低了元素的扩散速度。复合材料较好的耐磨性归因于WC颗粒的较高硬度以及颗粒的弥散分布。     

SiC颗粒对Zr55Al10Ni5Cu30非晶形成能力和热稳定性的影响

采用铜模铸造方法成功制备了体积分数高达27％的SiC／Zr55All0Ni5Cu30块体非晶复合材料．光学显微镜、X射线衍射和透射电镜分析表明，非晶基体上均匀分布SiC颗粒，SiC颗粒与基体间形成了厚度为10nm的反应层．DSC分析表明，块体非晶复合材料的玻璃转变温度、晶化温度和过冷液相区随SiC体积分数的增加而提高．电子探针分析和计算结果表明，Si原子和部分C原子通过扩散进入基体合金中，从而提高了非晶合金的形成能力和热稳定性．     

原位合成增强镁基复合材料的制备方法

镁基复合材料以高强度、高弹性模量的陶瓷颗粒或硬质相为增强相,从而具有好的力学性能和物理性能。原位合成法增强镁基复合材料中的增强体具有热稳定性好、组织细小、与镁基体界面结合良好等优点,因而原位合成法成为制备镁基复合材料研究发展的方向之一。本文重点介绍了原位颗粒增强镁基复合材料的制备方法以及其优缺点,并分析了原位制备镁基复合材料过程中存在的问题,展望了发展趋势。     

碳化钛颗粒增强高锰钢微观组织的研究

采用粉末冶金与原位合成相结合的技术,以铁粉、钛粉、石墨和锰铁粉等为原料,制备了碳化钛颗粒增强高锰钢复合材料.采用扫描电镜(SEM)对复合材料的微观组织进行分析.结果表明:原位合成的碳化钛颗粒在基体中均匀分布;碳化钛颗粒与基体的界面干净,界面处存在元素的浓度梯度.     

ZrCp／W复合材料组织结构与室温力学性能

用XRD、SEM和TEM研究了ZrC颗粒增强钨基复合材料（ZrCp/W,ZrCp的体积分数为30％）的组织结构。由于ZrCp的加入,阻碍了钨晶粒在烧结时的长大,W向ZrC晶格扩散,在ZrC中形成（Zr,W)C固溶体,Zr也向W中发生了少量扩散,使ZrCp/W界面形成冶金结合。在复合材料中还存在很少量的W2C和ZrO2。室温下,复合材料的韧性、弹性模量和硬度都明显比纯钨高,但复合材料的抗弯强度比纯钨低。复合材料的韧化机制是裂纹偏转和细晶韧化。     

Ti-Zr-Be-Cu-Co块体非晶合金形成能力及其耐蚀性的研究

采用磁控溅射法制备Dyx(Co21Cu79)100-x(x=0,4,8,9,12,14)颗粒膜.XRD结果表明:添加稀土元素Dy将促进CoCu过饱和固溶体分解,此外Dy元素还具有细化晶粒的作用.磁电阻测试发现:随着Dy含量的增加,Dyx(Co21Cu79)100-x薄膜的电阻逐渐增大,而薄膜的巨磁电阻(GMR)值先升后降,当退火温度Ta=425℃时,Dy4(Co21Cu79)96薄膜的GMR值达到最大,为-4.68％.薄膜的磁滞回线表明:矫顽力Hc随退火温度的升高逐渐增大,随Dy含量的增加,却单调减小.     

半固态处理对Zr_(60)Cu_(17.5)Al_(7.5)Ni_(10)Ti_5非晶形成能力和力学性能的影响

采用铜模吸铸法将Ti元素添加到Zr65Cu17.5Al7.5Ni10非晶合金中,制备得到直径为3 mm的大块非晶合金。采用X射线衍射(XRD)、扫描电子显微镜(SEM)、示差扫描量热仪(DSC)和微机控制电子式万能试验机等研究半固态处理对Zr60Cu17.5Al7.5Ni10Ti5大块非晶合金的微观组织结构、非晶形成能力、压缩力学性能以及断口形貌的影响。结果表明:半固态处理技术对非晶合金材料的组织结构和力学性能有很大的影响,能够提高非晶合金的强度和塑性;半固态下Zr60Cu17.5Al7.5Ni10Ti5表现出较好的非晶形成能力,表征非晶形成能力的参数Trg为0.618 9,过冷液相区△Tx达到40 K;且当吸铸电压为7 kV时试样的塑性最好,为1.94%,强度为1 487.411 MPa。     

Zr-Ti-Cu-Ni-Be大块非晶合金等温晶化过程相分离研究

利用差示扫描量热法(DSC)和透射电镜(TEM)对Zr41.2Ti13.8Cu12.5Ni10Be22.5(at％)大块非晶合金的等温晶化过程和析出相进行了研究。结果表明，大块非晶合金在等温晶化过程中表现出多阶段相析出行为，并且在不同的晶化阶段，析出相也有所不同。在第1个晶化阶段，析出相主要是体心四方(b.c．t)结构的Zr2Cu相；而在晶化的第2个阶段，晶化相主要为简单六方结构的ZrBe2相。从一定程度上证实了Zr41.2Ti13.8Cu12.5Ni10Be22.5大块非晶合金在发生晶化时会形成富Zr区和富Be区，即有相分离的趋势。XRD测试的结果也证实了非晶合金在发生完全晶化时，主要的晶化产物为Zr2Cu和ZrBe2相。     

热处理对Ti_(35)Zr_(30)Be_(27.5)Cu_(7.5)非晶合金压缩性能的影响

利用铜模铸造法获得了直径为2 mm的Ti35Zr30Be27.5Cu7.5块体非晶合金。采用X射线衍射(XRD)、扫描电镜(SEM)、差氏扫描量热仪(DSC)及压缩试验等方法研究了非晶合金的相结构、显微组织和热稳定性,以及热处理对其压缩强度及塑性的影响。结果表明:在553和583 K温度下分别保温5 h后,实验合金仍保持为非晶态;在613 K保温1 h后,有晶化相出现。Ti35Zr30Be27.5 Cu7.5非晶合金在583 K下保温1 h后其塑性变形量达到了6.57%,较热处理前提高了1倍,且保持了热处理前的强度,屈服强度和抗压强度分别为1921 MPa,2169 MPa。随着热处理温度的提高,非晶相含量减少,合金断裂强度、塑性变形量随之降低;同时合金断裂方式由韧性断裂转变为脆性断裂。     

Synthesis and characterization of particulate reinforced Zr57Nb5Al10Cu15.4Ni12.6 bulk metallic glass composites

The Zr₅₇Nb₅Al₁₀Cu_15.4Ni_12.6 bulk metallic glass forming liquid is reinforced with WC, SiC, W, or Ta particles. Structure, microstructure and thermal stability of the composites are studied by X-ray diffraction, optical microscopy and differential scanning calorimetry. The metallic glass matrix remains amorphous after adding up to 20 vol.% of particles. The reactions at the interfaces between the matrix and the different reinforcing materials are investigated with scanning electron microscopy, transmission electron microscopy and electron microprobe. The mechanical properties of the composites are studied in compression and tension. The influence of the introduced particles on the thermal stability of the matrix as well as on the mechanical properties is discussed.     

激光熔覆制备ZrC颗粒增强金属基复合表层组织

采用激光熔覆搭接技术 ,在中碳钢基体上制备出原位析出的颗粒增强金属基复合材料表层。利用光学显微镜、扫描电子显微镜、能谱仪 ,对熔覆层显微组织特征以及硬质颗粒的分布规律进行了观察、分析。熔覆层显微组织特征是树枝状的先共晶奥氏体分布在共晶基体上的亚共晶组织 ;组织发生了马氏体相变 ;熔覆层与基体成良好的冶金结合 ;熔覆层内析出的颗粒是以ZrC为主的复合碳化物 ,分布在枝晶内与枝晶间。随多道搭接的进行熔覆层组织中枝晶的排列方向由平行变得紊乱 ;奥氏体转变为马氏体的数量增多 ;熔覆层中颗粒数量增多 ,颗粒尺寸变大。     

In situ synthesized (ZrB2 + ZrC) hybrid short fibers reinforced Zr matrix composites for nuclear applications

In the present work, novel zirconium matrix composites reinforced with ZrB₂ or (ZrB₂ + ZrC) hybrid short fibers were designed and prepared for the first time, through the reaction from Zr, B and B₄C with non-consumable vacuum arc melting. The result shows that the ZrB₂ particles grow in large short-fiber shape while the ZrC particles grow in thin short-fiber shape or near equiaxed shape. The morphological characters are related to their crystal structure and growth mechanism. Homogeneous distribution of both two in situ reinforcements can be found in the as-cast composites. As both the Zr matrix and the in situ reinforcements have good nuclear and mechanical properties, these Zr matrix composites are considered to be good candidates for applied as reactor core components.