氦对低活性Fe-Cr-Mn(W,V)合金焊接热影响区辐照损伤的影响

采用高能离子加速器和超高压电镜连接装置 ,研究注入He后电子辐照和同时辐照 (He+ e-)低活性Fe Cr Mn(W ,V)合金焊接热影响区 (HAZ)损伤组织特点 ,测定He对损伤组织内晶界附近合金元素浓度变化的影响。实验结果表明 :He强烈促进辐照初期位错环和位错密度增加 ,促进HAZ辐照空洞核心形成及空洞肿胀增大。He有效抑制HAZ内晶界附近Cr、Mn浓度降低 ,对Ni,Si,V ,W元素浓度变化也有抑制作用。Fe Cr Mn(W ,V)合金焊接HAZ具有优良抗He气氛下的辐照损伤性能     

热老化对20Cr25NiNb不锈钢冲击韧性的影响研究

针对长时间高温下合金力学性能退化问题，开展超临界气冷堆候选包壳材料的热老化研究。对改进型气冷堆用原型20Cr25NiNb不锈钢和添加不同元素的改进型合金，开展650℃下3000 h热老化试验。组织和性能结果表明，所有合金的冲击吸收能量(KV₂)均随热老化进行而下降。这种塑性降低与高温下第二相演化密切相关。沿晶界先后析出M₂₃C₆和G相导致原型合金冲击韧性先下降再缓慢上升。添加W和Mo元素后，沿晶界析出Laves和σ相，引起KV₂下降更快；B元素可细化晶界σ相，使得冲击韧性下降幅度小于不含B元素。加入Al元素后，合金基体中析出大量Laves和NiAl相，同时晶界σ相快速粗化，导致材料脆化严重。     

基于AKMC方法研究Mn对Cu团簇析出的影响

Cu团簇析出是影响FeCu合金体系安全服役的主要因素之一。本文基于原子动力学蒙特卡罗（AKMC）方法研究了热老化条件下,合金元素Mn对Fe-1.34at.%Cu-Xat.%Mn（X为0、0.27、1.2、3、5）合金中Cu团簇析出的影响。研究结果表明,随着体系中Mn含量的增加,析出形核的纳米级Cu团簇的数密度不断增加;Mn含量对形核Cu团簇的平均尺寸影响不大。团簇中主要成分为Cu;团簇中Mn含量随初始基体中Mn含量的增加而增加。合金元素的成团参与百分比决定了团簇平均尺寸。Cu-Vac复合体较强的扩散能力及其较远的扩散距离是造成Cu团簇析出的主要因素;而Mn的加入会抑制Cu-Vac复合体的可移动距离和可移动能力,从而提高Cu团簇的数密度。合金元素Mn的加入会影响形核Cu团簇的尺寸、数密度,从而影响Cu团簇引起的硬化效应。     

反应堆压力容器钢中溶质元素空位型扩散机理研究

辐照或热老化导致元素偏析和沉淀析出是反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)钢性能退化的主要影响因素,点缺陷与合金/杂质元素结合与扩散是引起元素偏析和沉淀析出的主要原因。本文利用分子动力学方法研究了反应堆压力容器钢中几种主要合金/杂质元素(Cu、Ni、Mn、P)的空位型扩散机理。研究了空位与合金/杂质元素的结合性能;基于多频模型计算了合金/杂质元素的空位风参数和扩散系数。通过计算发现,Cu、P与第1近邻、第2近邻空位均具有较大的结合能,Ni与第2近邻空位具有较大的结合能;溶质元素的空位风均随着温度的升高而增大,表明在高温下合金/杂质元素均倾向通过与空位互换位置而扩散。     

氦对Fe-Cr-Ni合金和Fe-Cr-Mn合金辐照损伤的影响

利用超高压电镜与高能离子加速器连接装置 ,研究了氦 (He)对Fe Cr Ni和Fe Cr Mn两类奥氏体型合金辐照损伤行为的影响。观察了辐照过程中二次点缺陷的演变、空洞的形成以及辐照诱导晶界处溶质元素浓度的变化。实验结果表明 :He能促进两类合金空洞核心的增加 ,但空洞尺寸和密度不同 ;He能有效抑制辐照诱起晶界元素偏析 ,但对不同原子尺寸的溶质原子抑制效果不同。该差别是由于He的注入提高空位移动激活能和改变点缺陷与溶质原子相互作用的效果     

反应堆内17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料长时间服役后的热老化脆化行为与断裂机制

核电站主蒸汽系统中的阀杆等关键部件常用材料为17-4PH马氏体不锈钢，在300 ℃左右的高温环境下，该材料会随服役时间的延长发生热老化脆化，具体表现为韧脆转变温度（DBTT）升高、上平台能量降低和硬度增加，对反应堆的安全运行构成潜在威胁。本文针对热老化后的17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料，通过扫描电子显微镜（SEM）、电子背散射衍射（EBSD）等微观分析手段，研究其热老化脆化行为和断裂机制。结果表明，17-4PH马氏体不锈钢热老化后，马氏体板条束长大，晶界总数增多，冲击断口上微裂纹数量增多，且尺寸近似于马氏体板条束尺寸。结合其冲击性能等进一步分析了材料的脆性断裂机制，结果显示，小角度晶界与Cu相互作用产生的硬化导致脆化，是17-4PH马氏体不锈钢发生热老化脆化的主要原因。     

Fe33.5Ni33.5Cr15Mn10Al5Ti3高熵合金新型核电结构材料铸态组织和性能的研究

文章以一种新型核电结构材料Fe33.5Ni33.5Cr15Mn10Al5Ti3高熵合金为研究对象,采用真空感应熔炼和真空自耗电弧熔炼复合冶炼方法制备合金,对其头尾切除百分比、元素烧损、相结构、显微组织和拉伸性能进行了研究,结果表明:Fe33.5Ni33.5Cr15Mn10Al5Ti3高熵合金头尾切除比为15.5％,比F...     

Mn对bcc Fe基中Cu析出物引起的辐照硬化的影响研究

正富Cu析出物引起的辐照硬化是导致反应堆压力容器出现辐照脆化现象的主要因素之一。随着研究的进一步深入,实验方面采用三维原子探针发现Cu析出物中存在溶质原子Mn和Ni。Mn和Ni原子的出现可以提高Cu析出物的数量和形核率。至于Ni对Cu析出物对位错阻碍作用的影响至今仍存在争议,而Mn对Cu析出物和位错相互作用的影响,目前未见相关报道。所以,开展Mn原子对富Cu析出物引起的辐照硬化的影响研究显得非常有价值。因此,本文采用分子动力学方法对bcc Fe基2、3和4nm Cu和Cu-Mn析     

用微合金化和宏合金化改变Ni3Al合金的晶界结构

测量了二元多晶Ｎｉ３Ａｌ．含Ｂ．含Ｚｒ、Ｆｅ和含Ｈｆ、Ｆｅ的Ｎｉ３Ａｌ合金的ｅ＋寿命谱。在Ｎｉ３Ａｌ合金中加入Ｂ，Ｂ原子强烈地偏聚到Ｎｉ３Ａｌ合金的晶界上．使该处的价电子浓度与基体中的相近。含Ｚｒ、Ｆｅ和含Ｈｆ、Ｆｅ的Ｎｉ３Ａｌ合金的τ２都比二元Ｎｉ３Ａｌ的小．且以含Ｚｒ、Ｆｅ的τ２最小．表明在Ｎｉ３Ａｌ合金中加入Ｚｒ、Ｆｅ（或Ｈｆ，Ｆｅ）可增加合金中的金属键成分．使晶界处参与形成金属键的自由电子浓度增加，改善了晶界结构。     

Nb-1Zr与1Cr18Ni9电子束自钎焊形成的互扩散层的微观组织分析

利用扫描电子显微镜(SEM)、透射电子显微镜(TEM)和电子衍射能谱仪(EDS)分析了Nb-1Zr合金与1Cr18Ni9不锈钢在电子束自钎焊过程中形成的互扩散层的微观组织形貌、析出相成分和结构。结果表明：在电子束自钎焊过程中，两种合金的合金元素在界面处产生强烈的相互扩散，形成互扩散过渡层，互扩散以Nb向不锈钢一侧扩散为主；扩散层金相组织主要由基体组织和条状析出物组成．条状析出物呈全片层状结构。通过对析出相选区衍射花样(SADP)分析，初步确定互扩散层的析出物为μ-Fe(Ni)2Nb0和α-FeCr金属间化合物,而基体组织则为四方结构的α-Fe(Ni，Cr，Nb，C)相。     

PuO_2 Σ5对称晶界附近氧的自扩散行为

本文采用分子动力学研究了PuO2∑5对称晶界附近氧的自扩散行为。结果表明:晶界能在较大程度和范围内影响氧原子的自扩散能力,晶界的存在加速了氧原子在其附近的扩散;随着氧原子与晶界界面距离的增加,其扩散能力逐渐降低;氧原子在晶界附近的扩散呈各向异性,其在垂直于晶界界面上的扩散能力大于平行于晶界界面上的扩散能力。     

铍的高温氧化行为及特性研究

在不同温度下对金属铍（Be）进行热氧化,采用热重、AES和SEM对Be的热氧化过程、氧化后表面状态、微区成分和氧化层厚度进行表征和分析,探讨了不同温度下Be的氧化行为和氧化特性。结果表明：室温～400 ℃范围内,Be样品的氧化增重主要服从抛物线规律;400～900 ℃范围内,主要呈线性变化。在较低温度下,Be表面形成的钝化层具有良好的保护作用,比较耐蚀。高温对Be样品的氧化影响较大,认为600 ℃以下Be的氧化主要受Be原子向表面的热扩散控制;800 ℃以上,氧通过晶界和孔洞扩散进入材料体内、氧化膜受热膨胀以及应力作用开裂等,导致Be发生严重的氧化腐蚀。     

α-Fe中〈110〉倾斜晶界的分子动力学研究

采用分子动力学结合不同原子间相互作用势函数研究了α-Fe中具有不同位相差（26°～140°）的〈110〉倾斜晶界的强度、γ面及滑移系,并通过模拟准静态拉伸试验研究了各晶界解理断裂过程。研究结果表明,随着位相差的增加,晶界能量在110°附近出现极小值,Σ3{112}晶界是α-Fe〈110〉倾斜晶界中最稳定的晶界之一;Σ3{111}晶界解理断裂能量计算结果与实验和第一性原理计算结果符合得很好;Σ3{112}晶界解理断裂过程中伴随着孪生与滑移,从而导致其解理断裂能量高于晶界形成能。     

新型微晶软磁合金Fe_(73.1)Cu_(1.2)Nb_(3.2)Si_(12.5)B_(10)显微组织的穆斯堡尔研究

运用穆斯堡尔效应的方法考查了原始制备态和退火态的Fe_(73.1)Cu_(1.2)Nb_(3.2)Si_(12.5)B_(10)合金的显微组织。计算表明:退火的具有超细晶粒的微晶合金的显微组织主要由主晶相Fe_(75+y)Si_(25-y)型有序相和非晶态晶界相组成,可能含有很少量的顺磁相。组织中主相Fe_(75+y)Si_(25-y)含量大约为70％,非晶相约为26％。有序相Fe_(75+y)Si_(25-y)中的y在5—7之间。     

Effects of fabrication process on microstructure and texture of Inconel 690 tubes for steam generator

The main goal of this research was to investigate the relationship between the grain boundary misorientation and the precipitation of intergranular M₂₃C₆ carbides during the pilgering process and the heat treatment of Inconel 690 tubes for steam generators. The M₂₃C₆ carbides behavior is obviously influenced by the grain boundary character and interfacial energy. The grain boundary misorientation of the Inconel 690 tubes was investigated by electron backscattered diffraction of carbide precipitates at these grain boundaries. Numerous M₂₃C₆ carbide precipitate at the large angle grain boundaries with high interfacial energy.     

含空洞双晶α-Fe中He团簇的分子动力学研究

本文利用分子动力学方法和Gao等最近发现的Fe-He势函数研究了α-Fe倾侧晶界在300 K下弛豫与单轴拉伸下He团簇的演变过程及材料内部空洞缺陷对He团簇的影响,并分析对比了拉伸过程中晶界的应力 应变曲线。结果显示：对比两种空洞位置,在弛豫过程中He原子更易在晶界面上的空洞中聚集发生He团簇;在拉伸加载阶段,晶界面空洞与晶界面相交处和基体内部空洞与晶界相切位置易产生微裂纹,成为断裂初始点。对比应力-应变曲线可知,其基体内部含有空洞时的双晶模型断裂应力及断裂应变最小。     

Grain Boundary Phosphorus Segregation in Thermally Aged Low Alloy Steels

Intergranular embrittlement due to grain boundary segregation of phosphorus is recognized as one of the potential degradation factors in irradiated reactor low alloy steels at high neutron fluence. In this study, low alloy steels thermally aged at 400-500°C were investigated to evaluate the correlation between phosphorus segregation and intergranular embrittlement. Phosphorus segregation determined using Auger electron spectroscopy increased after thermal aging above 450°C and was in good agreement with the calculated value based on McLean's model. No influence of thermal aging on tensile properties or hardness was observed. The ductile brittle transition temperature determined using a one-third size Charpy impact test increased at a P/Fe peak ratio of 0.14. These results indicated that there is a threshold level of phosphorus segregation for non-hardening embrittlement. The ductile to brittle transition temperature (DBTT) increased with the proportion of intergranular fracture, so this result shows that there is a relationship between DBTT and the proportion of intergranular fracture. The fracture stress decreases due to non-hardening embrittlement on the thermally aged material with high proportion of intergranular fracture.     

Fatigue Crack Initiation in Proton-Irradiated Austenitic Stainless Steel

The effect of irradiation on slip band formation and growth and microcrack initiation behavior under low cycle fatigue in SUS316L austenitic stainless steel was investigated using accelerator-based proton irradiation and a low cycle fatigue test at room temperature in air. The mean space of the slip line in proton-irradiated specimens was 25–40% wider than that in unirradiated specimens under the same number of cycles, possibly due to localized deformation by proton irradiation. The microcrack initiation life of the proton-irradiated specimens was approximately 20% of that of the unirradiated specimens. While the microcrack initiation in the unirradiated specimens was observed at the grain boundary, twin boundary, slip band, and triple junction, that in the proton-irradiated specimens was observed only at the twin boundary and slip band, possibly due to irradiation hardening. The step-height of an extrusion near the microcrack was almost the same in the unirradiated and proton-irradiated specimens regardless of the initiation site (100–150 nm). Therefore, the microcrack initiation was considered to occur when the surface morphology change involving the extrusion exceeded the specific threshold value.