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中国低活化马氏体钢CLAM在液态锂铅中腐蚀的初步实验研究 总被引:5,自引:1,他引:5
液态金属锂铅包层是最具发展潜力的聚变堆包层之一,其首选结构材料为低活化铁素体/马氏体钢,而它与液态锂铅的相容性是聚变堆材料研究领域的关键问题之一.本文介绍中国低活化马氏体钢CLAM在液态金属锂铅回路DRAGON-1热对流工况下的实验情况及500 h 480 ℃下初步腐蚀实验结果,并与同样工况下316L奥氏体钢腐蚀结果进行了对比分析.结果显示CLAM钢与液态锂铅的相容性优于316L钢. 相似文献
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基于中国正在研究的聚变堆用9Cr-1.5WVTa低活化马氏体钢(CLAM钢),研究了添加合金元素硅对CLAM钢力学性能的影响。结果表明,添加0.2%Si使得CLAM钢的抗拉强度和屈服强度明显提高,钢的塑性和冲击韧性同时也得到一定提高,其中,韧脆转变温度(DBTT)由-13℃降至-30℃。未添加和添加0.29%Si的CLAM钢均为全马氏体组织,无δ铁素体存在。硅的添加使得9Cr-1.5WVTaSi钢的晶粒细化,从而提高了钢的拉伸和冲击性能。 相似文献
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利用超高压透射电子显微镜研究了两种成分的低活化马氏体钢(CLAM钢)的辐照损伤行为。结果表明:电子辐照能在未添加硅的CLAM钢中产生辐照空洞;在450℃下辐照至14dpa时,空洞数密度约为8.7×1021m-3,辐照肿胀率约为0.26%;在450℃下的辐照肿胀率明显比500℃下的高;当损伤率为2×10-3dpa/s时,添加合金元素硅能显著提高CLAM钢的抗辐照肿胀能力,未在添加硅的CLAM钢中实验观察到辐照空洞的形成。在450℃下进行辐照时,添加硅的CLAM钢出现明显的辐照共格析出现象。 相似文献
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利用低活化马氏体钢在500、600 ℃下进行了多道次限制性模压(CGP)实验,研究了不同温度下变形道次对其显微组织和力学性能的影响。结果表明:经3道次CGP变形后,低活化马氏体钢的平均晶粒尺寸从初始回火态的1.37 μm细化到0.88 μm;马氏体中形成了明显的(121)[012]、(011)[111]、(101)[111]织构,同时有(213)[111]织构出现,{112}{111}面织构的出现有效提升了材料的拉伸性能;铁素体中出现(012)[021]织构和明显的{013}〈113〉织构;抗拉强度与硬度显著上升,延伸率小幅降低。500 ℃下,抗拉强度经过1道次CGP变形后从初始态的586.31 MPa提升至693.01 MPa,3道次后又略下降至689.74 MPa;延伸率从初始态的18.59%降至12.13%。600 ℃下,抗拉强度经过1道次CGP变形后提升至685.97 MPa,3道次CGP变形后又略下降至679.30 MPa;延伸率降至15.62%。上述结果证明,CGP变形是提升低活化钢板力学性能的有效方法之一。 相似文献
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低活化铁素体/马氏体(RAFM)钢被视为国际热核聚变反应堆以及聚变反应堆的第1壁候选结构材料之一,很多国家均在研究不同的RAFM钢,中国低活化马氏体(CLAM)钢的研究亦正在进行。核聚变会产生氢、氦、氘及氚,这些气体元素与辐照缺陷结合在一起,对材料的辐照性能会产生较大影响。本文对注氘后不同温度下的辐照后微观结构进行研究。试验利用日本北海道大学的JEOL-1300高压电子显微镜研究注氘CLAM钢从室温到873K在1250keV电子辐照下的微观结构变化。研究结果表明,在电子辐照下,注氘产生的缺陷团会出现消失和长大两种现象,意味着间隙型与空位型位错环在注氘过程中同时产生。并研究了注氘产生的空洞。 相似文献
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CLAM钢的钨极氩弧焊及焊接后的结构与性能 总被引:1,自引:1,他引:1
利用钨极氩弧焊(TIG)焊接方法对中国自行研制的低活化铁素体/马氏体(CLAM)钢进行焊接试验,分别采用了Y型坡口和双Y型坡口两种焊接工艺。对焊接件各部分的硬度和显微结构进行测试分析,利用透射电镜观测材料的微观形貌并进行析出物相分析,以此对CLAM钢的焊接性能进行初步评价。观察发现,焊缝区没有产生缩孔和裂纹;焊缝区和母材的微观形貌主要为板条马氏体,板条宽度约为600 nm,其析出物均为20~200 nm的M23C6型碳化物;经过焊后热处理,焊缝区、热影响区和母材的硬度之间的差别减小。 相似文献
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《Fusion Engineering and Design》2014,89(4):426-430
The fracture toughness (JIC) of China low activation martensitic (CLAM) steel was tested at room temperature through the compact tension specimen, the result is 417.9 kJ/m2, which is similar to the JLF-1 at same experimental conditions. The microstructural observation of the fracture surface shows that the fracture mode is a typical ductile fracture. Meanwhile, the fracture toughness is also calculated on the basis of the fractal dimension and the calculated result is 454.6 kJ/m2, which is consistent well with the experimental result. This method could be used to estimate the fracture toughness of materials by analyzing of the fracture surface. 相似文献
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CLAM钢是中国ITER液态测试包层模块的首选结构材料,其塑性是影响测试包层冷却流道加工制造的关键因素之一。本文对CLAM钢进行退火软化热处理,测试其拉伸性能,并研究经过5%、10%和15%预变形,均分别在600℃、700℃和800℃回火30 min后,CLAM钢塑性的回复情况,以获得预变形量和回火工艺与CLAM钢塑性之间的关系,为制备包层模块及其冷却流道提供材料技术支持。研究表明:退火态CLAM钢塑性较正常热处理态CLAM钢有较大提高,在预变形和回火过程中,其塑性随预变形量的增大而下降,随回火温度的上升而提高。 相似文献
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《Fusion Engineering and Design》2014,89(11):2726-2731
Advanced reduced activation alloy (ARAA) is a reduced activation ferritic/martensitic (RAFM) steel under development at the Korea Atomic Energy Research Institute. The transport of hydrogen and deuterium in ARAA was investigated in an elevated temperature range of 250–600 °C. A continuous-flow method, a time-dependent gas-phase technique, was used for the measurements. Complete sets of transport parameters (permeability, diffusivity, solubility, trap site density, and trapping energy) of hydrogen and deuterium in ARAA were successfully obtained. We show that appreciable trapping effects are observed only at low temperatures (250–350 °C) and that the isotope effect ratio for the diffusivity differs from the classical prediction. However, the measured values of permeability, effective diffusivity, and effective solubility of ARRA were within the range of results reported for other RAFM steels. 相似文献
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CLAM钢、EUROFER97钢与钨在HT-7托卡马克中辐照后的表面分析 总被引:3,自引:0,他引:3
两种低活化马氏体钢(CLAM、EUROFER97)以及钨被放入HT-7托卡马克的刮削层中,以研究托卡马克装置中高温等离子体与低活化马氏体钢和钨表面的相互作用。通过SEM装置观察,发现某些样品的表面形貌发生了很大变化。低活化马氏体钢的表面起泡比较密集,钨的表面起泡比较稀少,且直径较大。在一些样品的表面,还观察到了等离子体灰尘以及明显的被等离子体冲击后的痕迹。另外,XPS分析发现样品表面的某些元素成分也发生了变化,而且处在托卡马克装置中不同位置处的样品,其表面硅的含量呈现出明显的规律性。 相似文献
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The reduced activation ferritic martensitic steels is considered a candidate for the first wall (FW) blanket structural material because of its safety environmental advantages [R.L. Klueh, D.S. Geiles, et al., Ferritic/martensitic steels overview of recent results, J. Nucl. Mater. 307-312 (2002) 455-465; T. Muroga, M. Gasparotto, S.J. Zinkle, Overview of materials research for fusion reactors, Fusion Eng. Des. 61-62 (2002) 3-25]. An engineering design analysis concerning the electromagnetic issues is performed. Preliminary analysis results show that design effort of the fusion reactor can cope with the effect of the ferromagnetic FW blanket on the electromagnetic forces, which increases by 28-38% during a major plasma disruption and overcome the influence of the poloidal field, which reduces by 10-20%, comparing with the austenitic steel blanket. Both the effect and influence depend on the saturation magnetic susceptibility and blanket configurations. 相似文献