Fe-Cr-Ni系不锈钢在热老化和退火过程中铁素体调幅分解的相场法研究

用基于Cahn-Hilliard方程的相场法研究了Fe-Cr-Ni系不锈钢中的铁素体在热老化和后续退火过程中调幅分解的演化过程，结果表明：在热老化过程中调幅分解生成相连的网络状α'相，调幅分解引起的Cr成分波动的波长和振幅都随着热老化时间的延长而增大；在随后的退火过程中α'相逐渐溶解而Cr成分波动的振幅迅速减小，但是波长继续增大。还讨论了热老化时的调幅分解对铁素体纳米压痕硬度的影响以及退火温度对调幅分解回复(α'相溶解)所需时间的影响，结果表明：铁素体的纳米压痕硬度主要与调幅分解的振幅有关，且随着振幅的增大而提高。同时，提高退火温度能显著缩短调幅分解回复所需的时间，退火回复时间与退火温度之间有Arrhenius形式的关系。     

核用304不锈钢辐照促进应力腐蚀开裂研究

采用2 MeV质子束在360℃对国产核用304不锈钢试样进行了辐照实验,利用高温高压水环境的慢应变速率拉伸实验(SSRT)和SEM、EBSD、TEM等研究了核用304不锈钢辐照促进应力腐蚀开裂(IASCC)机理。结果表明,慢应变速率拉伸过程中辐照促进材料晶界和表面滑移台阶处形成应变集中,且其程度随辐照剂量增加而增加。滑移台阶穿过或终止于晶界,终止于晶界的台阶造成晶界处产生不连续滑移,易将位错传输到晶界,在晶界区域形成位错塞积和残余应变集中。而台阶不连续滑移的形成则受毗邻晶粒的Schmidt因子对的类型影响。另一方面,辐照促进晶界发生贫Cr富Ni元素偏析,其偏析程度随辐照剂量增加而增加。SSRT实验后辐照试样表面发生明显的沿晶应力腐蚀开裂,且裂纹数量随辐照剂量和外加应变增加而增加。同时,裂纹尖端区域发生明显晶界腐蚀,且氧化物宽度和长度随辐照剂量增加而增加。分析认为,辐照致晶界应变集中和元素偏析的协同作用造成材料变形行为和晶界腐蚀行为变化是IASCC发生的关键因素。     

陶瓷堆内构件热老化行为研究现状

高温气冷堆陶瓷堆内构件采用石墨材料制备。在长期服役过程中由于氧化性气体杂质及事故工况引入水蒸气等原因,石墨将发生氧化,导致陶瓷堆内构件热老化,影响高温气冷堆的长期安全可靠运行。本文对有关陶瓷堆内构件用石墨材料的氧化行为研究、机械性能和物理化学性能研究等进行了综述,并在此基础上总结了陶瓷堆内构件热老化行为研究现状中存在的问题,为后续相关研究提供参考。     

核电结构材料应力腐蚀裂的研究现状与进展简

围绕应力腐蚀行为的实验研究方法、影响因素以及应力腐蚀机制的理论分析等几个方面综述了核电结构材料应力腐蚀研究的现状,讨论了研究中亟待解决的问题,指出了研究的发展方向与趋势。     

压水堆核电厂稳压器波动管热分层分析关键技术探讨

压水堆核电厂稳压器波动管(以下简称“波动管”)存在冷热流体分层的现象，影响核电厂的安全运行。针对波动管热分层运行工况存在不确定性的问题，鲜有基于核电厂真实监测数据的分析研究；对于存在热分层的实际运行瞬态，尚缺乏有效的基于设计瞬态参数的包络方法；同时，对于疲劳损伤较为显著的情况，当前基于疲劳裂纹萌生准则的评定方法存在难以满足长寿期安全运行需求的问题。针对上述技术现状，通过调研国内外学者在波动管热分层研究方面的工作，对有限元数值仿真中的网格划分、材料性能设定、边界条件选择、热分层流动仿真和结构应力响应分析技术等内容进行了探讨。同时，对国内某大型压水堆核电厂真实的运行监测数据进行了分析，梳理了基于设计瞬态信息的疲劳损伤包络分析准则和采用疲劳裂纹扩展的损伤容限分析方法。     

核电站蒸汽发生器的积污问题

核电站的蒸汽发生器(SG)在运行期间,管板表面、传热管表面、支撑板表面以及传热管和支撑板的间隙处均发现积污问题。SG中的积污不仅会加剧SG腐蚀损伤,而且会引起SG蒸汽出口压力降低等问题,影响核电站的安全经济高效运行。本文基于文献阐述了SG中积污(管垢和泥渣)的形成机制、影响因素和危害,并概述了积污的检测、清洗和控制方法。     

电解抛光工艺对600合金在高温高压水环境中腐蚀行为的影响

从电解抛光影响合金表面化学成分与结构的角度出发,利用扫描电镜(SEM)、X射线光电子能谱(XPS)等方法研究了硝酸-甲醇(0℃,10s,3V)和硫酸-磷酸-水(70℃,30s,0.2A/cm2)两种不同电解抛光液对600合金在高温高压水环境中腐蚀行为的影响。结果表明:经硝酸-甲醇溶液抛光后(EPS-1),试样表面的初始产物膜比经硫酸-磷酸-水(EPS-2)溶液抛光后的厚,且EPS-1产物膜中氢氧化物的含量比EPS-2中的高;高温高压水环境腐蚀试验后两种抛光表面都形成双层结构氧化膜,即富铬内层和分散的富镍、铁氧化物颗粒外层;EPS-2产物膜中氢氧化物含量低于EPS-1的且铬含量高于EPS-1的,EPS-2产物膜的致密性和保护性更好,能有效减缓腐蚀进程,形成较薄的氧化膜。分析认为这是由于在两种溶液中电解抛光后样品表面形成了成分与结构不同的初始产物膜。     

退火对热老化308L不锈钢焊材显微结构的影响

对410℃下热老化7000 h的308L不锈钢焊材进行了550℃、1 h的退火处理,利用TEM和三维原子探针研究了退火对热老化焊材显微结构的影响,并与未热老化试样进行比较,评价退火回复效果。结果表明,退火后奥氏体无明显变化,而δ铁素体内由热老化导致的调幅分解完全消失,且G相显著减少。此外,热老化导致Ni、Mn、C在δ铁素体/奥氏体相界处发生偏聚,而对相界处Cr、Si、P元素的含量无明显影响。退火后相界处所有元素均无偏聚,但会导致Ni、Mn在靠近相界的奥氏体一侧发生富集。退火后308L不锈钢焊材的显微结构接近于未热老化状态,表明退火回复效果显著。     

镍基合金材料塑性对应力腐蚀裂纹尖端应力应变场影响的研究

为了解材料塑性对高温水环境下核电关键结构材料应力腐蚀裂纹扩展的影响,利用大型非线性有限元软件,对镍基合金中由氧化膜和基体金属构成的应力腐蚀裂纹尖端应力应变场进行了分析,得出了材料屈服应力对应力腐蚀裂纹尖端应力应变场的影响规律.结果表明:在同样的外载条件下,随着材料屈服应力的增大,裂尖基体金属的应力增大而塑性应变减小;而...     

磨损对蒸汽发生器690合金传热管应力腐蚀裂纹萌生行为的影响

传热管是蒸汽发生器（SG）最关键的部件,起到一、二回路换热的作用,是防止放射性泄漏的重要安全屏障。在高温碱性溶液中进行了磨损690合金传热管的慢应变速率拉伸试验（SSRT）。采用扫描电子显微镜、电子背散射衍射和透射电子显微镜分析了690合金传热管的微动磨损和应力腐蚀裂纹（SCC）萌生行为。结果表明,SSRT试样呈现出典型的穿晶SCC特征,且随磨损深度增加,裂纹萌生数量和平均深度均增加,这可能与磨损表面留下的犁沟、剥层、微裂纹以及数十微米厚的残余应变层有关。基于SCC的滑移溶解/氧化机制,对磨损促进SCC裂纹萌生的过程进行了分析。