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     

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.     

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。     

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。     

热老化对Z3CN20-09M不锈钢微区力学性能和冲击断裂行为的影响

通过纳米力学探针对铁素体相在热老化过程中的力学性能变化进行了研究.采用仪器化冲击试验机研究了材料的冲击行为,使用SEM观察冲击断口形貌.结果表明:长期热老化导致铁素体相的塑性变形能力不断下降,材料的冲击韧性也显著下降.热老化过程中冲击功的损失主要是由于裂纹扩展能量的降低引起,在400℃热老化1×10~4h后裂纹稳定扩展能几乎降为0.热老化材料的冲击断裂过程为:在冲击载荷下裂纹首先在铁素体内萌生并快速扩展,铁素体相发生解理断裂,裂纹扩展到奥氏体相,最后裂纹连接贯穿整个试样.     

316LN奥氏体不锈钢的高温拉伸断裂行为

用Gleeble1500D热力模拟试验机研究了锻造态的AISI316LN奥氏体不锈钢650-1300℃的热塑性及高温拉伸断裂行为,应变速率为0.5 s-1。结果表明,在650-1250℃温度范围内,材料的断面收缩率先随着变形温度的升高而降低,在850℃达到最低后开始大幅升高,高于1000℃时都保持在85%以上。但是当温度升高到1300℃时,由于晶粒尺寸急剧变大其晶界强度下降,断面收缩率又急剧降低。用光学显微镜(OM)和扫描电镜(SEM)观察了试样的热变形区的组织变化和断口形貌,发现材料在1000℃以上热变形时发生了动态再结晶。动态再结晶提高了材料塑性,阻碍了裂纹的扩展。在断口附近裂纹产生的过程包括微裂纹的形核、长大和聚集且和晶界处富集的夹杂物有关。能谱分析表明,这些夹杂物主要是球状的硫化物和不规则的氧化铝类夹杂物。