NiTiNb形状记忆合金的应力松弛研究

为了解NiTiNb形状记忆合金的高温松弛性能,进行了高温下的松弛试验。由应力松弛与蠕变的关系,推导得到松弛曲线表达式。通过实验数据回归,发现松弛曲线表达式与实验结果吻合良好,并得到了表征材料抗松弛性能的材料松弛特征系数和剩余应力比。结果表明,温度越高,初始应力越大,应力松弛越明显;当温度在300～400℃,初始应力在260～360MPa时,NiTiNb的应力松弛很小;在高温下NiTiNb的抗松弛性能优于NiTiFe,更适合于高温下使用。     

NiTiNb形状记忆合金的组织研究

应用金相显微镜、X射线衍射仪和透射电子显微镜研究了NiTiNb形状记忆合金的组织特征。结果表明,对于850℃热轧的合金,合金存在织构, 基体是立方结构的NiTi相, 沉淀相主要是b-Nb相;850℃热轧后再在850℃ 1h退火,合金中的织构依然存在,基体还是立方结构的NiTi相,沉淀相却为b-Nb相、单斜Ti2Ni3相,其中b-Nb相占多数。最后指出,经过850℃热轧后,在850℃1h退火合金已开始再结晶。     

Cu-Al-Zn-Mn-Ni形状记忆合金的正电子湮没研究

Cu-Al-Zn-Mn-Ni为形状记忆合金。本文采用正电子湮没寿命和多普勒展宽参数的测 量对该合金在不同工艺处理后的内部结构作进一步研究。熔炼两种成份合金,其化学成份和相变点如下表所示,试样均在865℃加热20min,然后分别淬入200—-196℃不同温度的冷却     

NiTi形状记忆合金的发射穆斯堡尔谱研究

用发射穆斯堡尔谱学结合其他研究手段分析了ＮｉＴｉ形状记忆合金经不同温度、等时（３０ｍｉｎ）退火及经７００℃水淬和５００℃时效后的缺陷、析出相等微观结构的变化情况，并对近等比ＮｉＴｉ合金经７００℃水淬和５００℃时效后能具有好的记忆性能的原因给出了解释。     

40CrNi2MoV钢应力松弛特性研究

为获得４０ＣｒＮｉ２ＭｏＶ钢的高温松弛性能,对该材料进行了松弛试验研究。试验数据经回归和高通量得到了所有用于表征材料抗松弛性能的材料常数,并得到与试验结果吻合良好,可反映松弛全过程的松弛曲线表达式。试验结果表明,该材料具有良好的抗松弛性能。还对工程应用中的不同初应力,松弛应变速率和试验结果外推等问题进行了讨论,认为当材料的松弛极限较高时,在强度允许的条件下,有可能通过加大初应力来延长服役周期或减小     

Cu-23.48at%Zn-8.63at%Al形状记忆合金时效的正电子湮没研究

由于铜基合金价格十分低廉,已经成为形状记忆合金领域的重要研究对象。但是,这方面的大量工作表明该类合金存在稳定化的问题,淬火后具有热弹马氏体转变的试样存放一定时间后就失去或大大减弱记忆效应。不少作者采用电阻率、X射线、电镜等手段进行了分析,而用正电子湮没方法的工作较少。本文用正电子湮没多普勒展宽能谱初步测量了成分     

一个供NiTi形状记忆合金研究用的NiTi（^57Co）穆斯堡尔源

用核反应法成功地制备出ＮｉＴｉ（＾５７Ｃｏ）穆斯堡尔源，并测出很好的发穆斯堡尔谱，证实了用发射穆斯堡尔谱研究镍钛形状记忆合金是可行的，并为研究ＮｉＴｉ形状记忆合提供了新的途径。     

Inconel 718合金压紧弹簧应力腐蚀开裂的应力阈值研究

采用适当的热处理时效工艺,可以避免板状压紧弹簧的Inconel 718镍基合金在晶界上产生有害的δ相,从而对压水堆一回路水质条件具有较低的应力腐蚀开裂敏感性。为防止镍基合金发生应力腐蚀开裂(SCC),其承受的应力不应超过该合金屈服强度的75%~80%。对于采用Inconel 718材料的板状压紧弹簧,其设计应力阈值设为931 MPa(135 ksi)在合理范围内,且其数值并不保守。     

辐照后铍构件的应力分析与评价

针对铍材的机械性能和辐照特性,在考虑机械应力、热应力、辐照肿胀应力以及按工况进行载荷组合的基础上,对辐照后铍构件的应力进行分析计算,并采用最大拉应力理论进行评价。以高通量工程试验堆(HFETR)铍组件为例,采用ABAQUS软件计算其关键部件铍套管的应力状态。结果显示,其最大主应力远小于材料拉伸强度,从应力破坏的角度看,该铍组件仍可继续使用较长时间。     

一级设备的应力与应变分析研究

一级设备在核设备中非常重要,在该设备的设计和调试的过程中需要对其进行应力与应变分析,从而确保其安全性。对一级设备的应力与应变分析有两种方法,理论方法和实验方法。通过理论方法,可以得到一级设备在各种工况下的应力与应变状况,从而为设备的设计提供依据;通过实验方法,可以验证理论方法的准确性,并为设备的安全评定提供依据。中国实验快堆(CEFR)主容器属于一级设备,本文结合CEFR主容器的应力与应变分析研究,根据AMSE规范,描述了核安全一级设备的应力与应变分析的理论方法,同时也介绍了测量核安全一级设备的应力与应变的实验方法。     

Zr—4板中氢化物应力再取向的研究

在张应力为55—180MPa和150(?)400℃温度循环条件下,研究了应力和温度循环次数对氢含量为220μg/g的Zr-4板中氢化物再取向程度影响。随着应力增大和温度循环次数增加,氢化物再取向程度增大,但是氢化物发生再取向存在一个应力阈值,当张应力低于应力阈值时,即使增加温度循环次数,氢化物再取向也不明显。应力阈值又会随温度循环次数增加而降低。     

Zr—4管中氢化物分布的应力再取向研究

渗200ppm 氢的 Zr-4管,在周向应力为70—180MPa 和150(?)400℃的条件下,研究了应力和温度循环次数对氢化物再取向的影响。随着应力增大或温度循环次数增加,一部份氢化物由周向分布转变成径向分布。氢化物发生再取向时,先从管壁外表面开始,逐步向内推进。在本实验条件下,当氢化物发生再取向后,并没有全部转变成径向分布,f_(45)只达到0.5,说明控制织构对控制氢化物再取向仍然有效。     

主螺栓断裂对压力容器密封性能、应力及疲劳的影响分析

在理论分析和数值仿真技术基础上,研究并提出了一种主螺栓断裂对反应堆压力容器(RPV)密封性能、螺栓应力及疲劳的影响分析方法,采用该方法对主螺栓断裂影响进行了评价分析。结果表明,该方法适用于分析1根或多根主螺栓断裂情况对压力容器安全性能的影响,可以用于核电厂在运行中发生类似问题时判断反应堆能否继续运行。     

放射性固体废物一维应力压缩的应用研究

通过对放射性固体废物桶内压缩过程的研究,建立了废物桶内一维应力压缩模型,并根据模型设计最优压缩策略对放射性固体废物装填进行指导。结果表明,不同的压缩策略废物的装填总量以及压缩后的桶内装填效率差别较大,装填总量相差1倍左右,装填效率相差20%~30%。采用压缩策略的装填方式较无序装填方式在废物减容方面提高10%左右,且废物装填次数也显著降低,符合工程应用与废物最小化要求。     

主螺栓断裂对压力容器密封性能、应力及疲劳的影响分析

Base on the mechanics theory and numerical simulation technique, a method to analyze the effect of the main bolt break on the stress, fatigue and seal is studied in this paper, and is adopted to evaluate and analyze the fracture influence of main bolt. The results show that this method is applicable for the analysis of the RPV safety performance induced by one bolt break or several bolts break accident, and for the determination if the nuclear reactor can be operated when similar problems occur.     

N18锆合金的单轴拉伸和应力松弛性能

本工作试验研究20~700℃、不同应变加载速率下N18锆合金的单轴拉伸和应力松弛性能。结果表明,N18合金的单轴拉伸应力-应变曲线出现明显的屈服拐点,且温度低于500℃时呈现后继屈服强化,高于500℃后又呈后继屈服软化。除横向试样的断面收缩率高于轧向试样外,试样取向对N18合金的单轴性能影响不大。温度低于300℃时,N18合金的应变速率敏感性受温度的影响不大;350℃时,N18合金的敏感系数达到最小值,其后,对应变速率的敏感性随着温度的升高逐渐增强。N18合金在不同温度和应变水平下均产生明显的应力松弛。在300℃以内,最大应力松弛程度受温度影响较小,且随应变水平的增大明显降低;在350~550℃范围内,应变水平越高,对应的最大应力松弛程度越大;N18合金的最大松弛程度在350℃附近出现最小值。在350~450℃范围内,N18合金表现出明显的动态应变时效特性。     

PWR核电站蒸汽发生器传热管和主管道的应力腐蚀破裂研究

用慢应变速率试验(SSRT)、恒载荷试验(CLT)和低周循环载荷试验方法研究以秦山和大亚湾核电站安全为目的的有关压力边界管道破裂始发事件应力腐蚀破裂(SCC)的行为,为评价管道的结构完整性提供支持性实验数据。研究的材料有核等级主管道焊接热影响区(WHAZ)316不锈钢(SS),核等级蒸汽发生器(SG)传热管材Incoloy-800、Inconel-600、Inconel-690和321SS。研究的影响因素包括材料冶金、表面喷丸处理、载荷、应变速率、循环载荷以及水化学条件对SCC的影响规律。     

基于一元应力参量的钛合金T225NG单轴棘轮演化模型研究

基于T225NG钛合金的单轴常温棘轮试验，本文研究了峰值棘轮应力对T225NG钛合金棘轮应变的影响。试验结果表明，常温单轴应力循环条件下材料棘轮应变随峰值棘轮应力的变化关系为一簇类线性的变化曲线，存在常值棘轮应力门槛值，峰值棘轮应力与该门槛值的关系可决定材料是否产生棘轮变形。由此，建立了一套一元应力能量控制的T225NG钛合金棘轮应变演化模型。该模型建模容易，适合棘轮应变预测的工程应用。