核电用钢的研究现状及发展趋势

<正>目前,火力发电在中国的电力供应中占80%以上,不仅消耗了大量的不可再生化石能源,还造成了严重的空气污染。随着中国对能源需求的不断增加和化石燃料消费所带来的气候变化以及资源短缺,中国加快了核电的发展步伐。截至2014年5月,中国大陆在役的核电站为21座,在建的核电站为28座,在役和在建的装机总量约为4 870万kW,但在全国电力供应的比例中仍不足2%,远低于全球核电占     

双相不锈钢热老化前后拉伸变形行为的电子背散射衍射表征

通过电子背散射衍射实验分析方法,研究变形量和热老化因素对双相不锈钢的拉伸性能、相边界、局部应变分布、重位点阵特殊晶界和取向分布的影响.研究结果表明:热老化后,双相不锈钢的强度提高,韧性降低;在大变形条件下铁素体晶粒内小角度晶界的数量和密度略有增加;热老化材料的铁素体的塑性变形和局部应变能力下降,大变形破坏初始奥氏体和铁素体以及Σ3孪晶边界的分布.      

热老化后相分离的相场法模拟

相场模拟目前已成为一种强有力的材料计算模拟工具,它可以模拟组织随时间的变化.本文用相场法模拟了Fe-Cr二元体系中相分离的组织演变过程.模拟结果表明,组织演变过程可以分为两个阶段.在开始阶段,形成富Cr和富Fe的相互连接结构,这种结构随模拟时间增长而粗化.第二阶段,富Cr和富Fe区完全分离,富Cr区长大.模拟结果与不锈钢热老化后的透射电镜有非常好的一致性.     

飞秒激光加工功率对热障涂层微观组织的影响

针对飞秒激光加工镍基高温合金叶片气膜孔时,功率对气膜孔内壁质量影响的问题进行了研究。利用EBSD表征技术,研究了制备功率为4、10和16 W的气膜孔截面的微观组织结构。结果表明:经飞秒激光处理后,热障涂层气膜边界区域的晶体结构发生明显变化;不同功率的飞秒激光对陶瓷涂层结构的影响范围存在差异,因此制备的气膜孔边界质量也存在较大差异,其中功率为10 W的飞秒激光制备的气膜孔边界质量最佳。本研究结果对于指导飞秒激光加工工艺对材料微观组织影响具有重要意义。     

同步辐射技术在核材料研究中的应用

先进同步辐射光源具有高通量、高相干性、高脉冲重复率等优点,将基于其的X射线衍射、小角散射、成像、谱学等表征方法与原位环境(如温度场、应力场、气氛、溶液介质等)实验装置配合,可为系统表征与评价核能系统用材料与部件的服役行为和损伤机制提供重要技术手段。核材料在高温/应力/介质/中子辐照等复杂多场环境下的服役损伤行为长期以来一直是学术界和工业界关注的焦点,其中多场耦合作用下材料微观结构演化、微观力学行为及微观损伤机制是亟需解决的关键科学问题。分别从同步辐射高能X射线衍射、微束衍射技术、小角散射技术、成像技术、谱学技术等几个方面,介绍了同步辐射表征技术在典型核材料研究中的应用。最后基于国内外在核材料领域的研究进展,展望了同步辐射技术在核材料研究中的未来发展方向。     

铸造奥氏体不锈钢的疲劳裂纹扩展

用紧凑拉伸试样研究了载荷比、单峰过载和两步高-低幅加载对Z3CN20-09M铸造奥氏体不锈钢疲劳裂纹扩展速率的影响.当应力强度因子范围相同时,疲劳裂纹扩展速率随载荷比的增大而增大.单峰过载使裂纹扩展速率先有短暂的增加后长距离的减速扩展,出现裂纹扩展迟滞现象.两步高-低幅加载时,若两步的最大载荷不同,第二步裂纹扩展也会出现迟滞现象.用两参数模型和Wheeler模型能够预测恒幅载荷和变幅载荷下的疲劳裂纹扩展行为.      

高熵合金中典型金属间化合物

高熵合金作为一种新型金属材料,因其具有优异的力学性能而受到越来越多研究者的广泛关注。在高熵合金中,金属间化合物从最初追求单相固溶体以避免形成有害相,发展到可作为有益的析出强化相或合金基体相(有序固溶体),丰富了高熵合金的组织调控策略,提升了高熵合金的力学性能。同时,也为高熵合金的发展起到了重要的推动作用。从高熵合金中相的形成规律出发,综述了高熵合金中典型金属间化合物及有序固溶体的研究现状,主要包括合金元素和热处理工艺等对典型金属间化合物形成规律和高熵合金力学性能的影响,并对高熵合金中金属间化合物的未来发展进行了展望。     

核电站一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究现状与展望

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奥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,在此基础上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。     

长期热老化后核电站主管道材料的力学行为

大型压水堆核电站主管道多采用综合性能优良的铸造奥氏体不锈钢,但该材料在中温下长期服役会发生热老化脆化现象。总结了国内外的最新研究成果,主要综述了长期热老化过程中主管道材料的相变规律及其影响因素,以及长期热老化后材料的纳米硬度、拉伸、冲击和疲劳行为。     

核电主管道铸造不锈钢的热老化脆化

为了研究中国核电主管道铸造不锈钢Z3CN20-09M的热老化,在300、350和400℃下,对Z3CN20-09M进行了长达30000h的加速热老化实验.对不同热老化时间下的样品进行了冲击性能和铁素体纳米硬度测定.以夏比冲击功作为热老化脆化参量,利用拟合的方法得出该材料的热老化激活能为51.962kJ·mol-1.通过热老化因子P得出了用夏比冲击功表示的热老化脆化动力学公式.利用热老化激活能和热老化动力学公式预测了Z3CN20-09M在实际运行温度下服役40a内的夏比冲击功和铁素体显微硬度变化.预测结果表明在运行5a内是该材料韧性迅速下降的时期,随后的运行过程中下降过程趋缓.