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利用Φ3mm透射电镜样品测量6N级铝和铝合金经760MeV质子辐照后电阻率或电阻值的变化。讨论了造成电阻率变化的主要原因。 相似文献
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根据经验电子理论对价电子结构的计算结果,计算了合金造价电子结构与其辐照肿胀行为的关系,以价电子结构的不同,解释了3种首选合金在辐照肿胀行为上的差别,并阐明了不锈钢及镍合金中含镍量和辐照肿胀抗力的内在联系,据价电子结构分析认为,金属间化合物是很有潜力的抗辐照肿胀结构材料。 相似文献
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研究了织构对Zr-4合金循环变形行为的影响及其作用机制。结果表明,(1)合金的低周疲劳寿命遵循Coffin—Manson关系N^(β)f△εpC。在给定△εp时,轧向的寿命比横向的长。随△εp的降低,两个方向的疲劳寿命差别增大;(2)在低应变幅,合金表现为循环软化直至疲劳破坏在高应变幅,循环变形的初期表现为循环硬化,随后是循环软化直至疲劳破坏在应变幅恒定时,随着循环次数的增加,晶粒发生转动,使晶粒有更高的Schmid因子;(3)半寿命时的σs随εp的变化遵循乘幂关系σs=K^sε(^n^s),σid随σp的变化则遵循对数关系σid=K^blnεp Cb;(4)轧向和横向之间循环变形行为的差别是由于织构效应的缘故。 相似文献
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对Zr-0.2Cu-x Nb(质量分数x=0.2,0.5,1.0,2.5)合金进行真空β相油淬、冷轧及退火处理,并在静态高压釜中进行过热蒸汽腐蚀试验,最后采用扫描电镜和透射电镜研究了合金及其腐蚀生成的氧化膜的显微组织。结果表明,随着Nb含量的增加,Zr-0.2Cu-x Nb合金中Zr2Cu第二相的数量逐渐减少,而β-Zr第二相数量逐渐增加;合金中尺寸较小的Zr2Cu第二相对耐腐蚀性能有利;β-Zr第二相在氧化过程中会促进氧化膜微裂纹的产生,降低合金的耐腐蚀性能。Zr-0.2Cu-x Nb合金中Nb含量接近其在α-Zr中最大固溶度时,合金具有最优的耐腐蚀性能。 相似文献
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热加工对Zr-Sn-Nb合金显微组织的影响研究 总被引:1,自引:1,他引:0
对Zr-Sn-Nb合金在4种温度(750℃、780℃、800℃和820℃)下进行了热/冷加工和最终再结晶退火,并对在上述4种温度下加热的试样进行了淬火处理。用透射电子显微镜(TEM)和光学金相显微镜(OM)研究了试样的显微组织、β-Zr以及第二相粒子的特征:结果表明,当加热温度达到780℃或高于此温度时.Zr-Sn-Nb合金已进入α-β双相区;随着加热温度的增加,β-Zr相含量增多;加工后试样中的第二相粒子大部分为C14型六方结构的Zr(Fe、Cr)2Laves相,与Zr-4合金中第二相结构相同,点阵常数α=0.502nm、c=0.818nm。同时.还发现有少量C15型面心立方结构Zr(Fe,Cr)2Laves相,点阵常数α=0.716nm. 相似文献
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本文对U-Mo合金与Zr-4合金的扩散层性质进行了研究。三明治结构的U-Mo/Zr-4扩散偶在760~800℃下包覆热轧后,保温10~66 h。采用扫描电子显微镜(SEM)分析了扩散层的形貌和厚度,采用波谱仪(WDS)分析了各元素在扩散区内的分布情况,采用X射线衍射仪(XRD)测定了扩散层的相组成。分析结果表明,即使在800℃的高温下,U-Mo/Zr-4的扩散程度依然微弱,表现出良好的相容性;U-Mo/Zr的扩散层中间出现裂纹,裂纹两侧的扩散层相组成明显不同,靠近U-Mo侧为富Mo相,其主要是以化合物ZrMo_2为基的固溶体;靠近Zr-4侧的为富Zr相,其主要是以化合物UZr_2为基的固溶体;裂纹认为是由U和Zr不等量的原子交换所造成的。 相似文献
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中国原子能科学研究院正在设计研究的100MeV强流质子回旋加速器中真空室内的残余气体和磁场中的洛仑兹剥离将导致部分负氢离子束流损失,并在真空室内产生辐射剂量。本工作采用蒙特卡罗方法模拟计算该加速器运行时真空室外壁上沿圆周方向的辐射剂量分布,计算得出其最大值约为143Sv/h。同时,研究了在加速器停机后真空室内部的剩余辐射剂量场分布及其随时间的衰减规律。 相似文献
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T. Hojo H. Yamamoto J. Aihara S. Furuno K. Sawa T. Sakuma K. Hojou 《Nuclear instruments & methods in physics research. Section B, Beam interactions with materials and atoms》2006,250(1-2):123-127
Spinel (MgAl2O4) and yttria stabilized ZrO2 (YSZ) are candidates for fuel materials for use in nuclear reactors and the optical and insulating materials for fusion reactors. In our previous studies, the amorphization of spinel under 60 keV Xe ion irradiation at RT was observed. On the other hand, amorphization could not be confirmed in YSZ single crystals under the same irradiation conditions. In the present study, the damage evolution process of polycrystalline spinel–YSZ composite materials has been studied by in situ TEM observation during ion irradiation. The irradiation was performed with 30 keV Ne+ ions at a flux of 5 × 1013 ions cm−2 s−1 at 923 K and 1473 K, respectively. The observed results revealed a clear difference in morphology of damage depending on irradiation temperature and crystal grains. In the irradiation at 923 K, defect clusters and bubbles were formed homogeneously in YSZ grains. On the other hand, at 1473 K, only bubble formation was observed. The bubbles grew remarkably with increasing ion fluence in both grains. Even though the growth of the bubbles was observed in both grains, the average diameter of grown bubbles in spinel grains was larger than those in YSZ ones. The bubbles tended to form along the grain boundary at both temperatures. 相似文献
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对不同偏置下的PNP输入双极运算放大器在3、10 MeV两种质子能量下的辐照效应进行了研究,并将质子辐射损伤效应与0.5Gy(Si)/s剂量率60 Coγ射线辐射损伤效应进行了比较,以探究质子和γ射线产生的辐射损伤之间的对应关系。结果表明,运放LM837对γ射线的敏感程度较10 MeV质子和3 MeV质子的小,然而其室温退火后的后损伤效应却更严重;相同等效总剂量条件下,10 MeV质子造成的损伤较3 MeV质子的高;质子辐射中器件的偏置条件对损伤影响不大。 相似文献