国产F316Ti在模拟轻水堆一回路环境下的低周疲劳性能(英文)

轻水堆(LWR)环境对压力边界材料疲劳性能的影响,包括疲劳寿命及疲劳裂纹扩展速率对设备核安全是非常重要的。为了预测核材料疲劳寿命,改进核材料设计,对国产材料进行腐蚀环境下的疲劳性能研究以得到模拟环境下的疲劳数据是很有必要的。对国产F316Ti在模拟LWR一回路环境下的低周疲劳性能进行了研究,结果显示,高温水环境是影响奥氏体不锈钢低周疲劳性能的重要因素之一。对于同种材料,高温空气中的低周疲劳性能优于高温水中的低周疲劳性能;高温水中,国产F316Ti与日本奥氏体不锈钢具有同等的抗低周疲劳性能。腐蚀疲劳数据均处于ASME最佳拟合曲线和ASME设计疲劳曲线之间;F316Ti在模拟压水堆(PWR)和沸水堆(BWR)一回路环境中的低周疲劳性能,在高应变范围无明显差异;随着应变幅降低,渐见差异。模拟BWR环境中,数据处于较短寿命侧。由抚顺钢厂生产的F316Ti材料,钛均匀地分布于其中,且材料中Ni,Cr,Mo含量均处于合金化学成分上限。因此,它具有较优越的抗高温水的腐蚀疲劳性能。     

Incone1600合金在高浓度NaCl溶液中的瘸蚀疲劳性能研究

在恒电位控制下,对固溶处理的以及敏化处理的In(?)660合金在高浓度NaCl溶液中的室温腐蚀疲劳性能进行了较系统的研究。结果表明,这种材料的腐蚀疲劳裂纹(?)由形变带的优先腐蚀溶解而产生的;敏化处理对Inconel600合金在室温4NNaCl溶液中的腐蚀疲劳性能具有有(?)影响;微量硫代硫酸钠或连四硫酸钠对Inconel600合金在室温高浓度NaCl溶液中的腐蚀疲劳过程具有抑(?)作用,这种作用可能是由于均匀腐蚀倾向增大及溶解速度增加,初始微裂纹被钝化或溶解(?)裂纹成核(?)难而产生的。     

316LN不锈钢在高温高压水环境下的腐蚀疲劳行为研究

在室温纯水、高温纯水及高温硼锂水环境下开展了316LN不锈钢在不同应变幅加载下的腐蚀实验研究,并获得了3种条件下的腐蚀疲劳寿命曲线。结果表明,316LN不锈钢在加载过程中出现了先硬化后软化现象,且随循环周次增加,应力峰值逐渐下降;高温纯水及高温硼锂水环境下材料的腐蚀疲劳性能下降,加速了材料的腐蚀疲劳失效;在高应变幅条件下高温的软化作用占主要影响,低应变幅条件下腐蚀作用占主要影响;试验后的样品断面上均可观察到疲劳辉纹、滑移变形带及二次裂纹,高温水腐蚀环境会加速裂纹扩展,加速疲劳失效。     

国产A508-3钢在模拟AP1000一回路水环境下的疲劳性能研究

反应堆压力容器(RPV)钢在一回路水环境下的疲劳性能是评价其设计寿命的重要参数。本文针对国产A508-3钢开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳性能试验研究,获得了321℃、15.5 MPa及0.1 ppm溶解氧水环境下的疲劳行为数据和断裂机理。研究结果表明,国产A508-3钢峰值应力随应变幅的增大而逐渐增大,疲劳试验过程中试样表现出循环硬化、循环软化和饱和3个阶段;在应变幅由0.2%逐渐增加至0.6%的过程中,疲劳周次从10~5逐渐降低至10~2;疲劳断口具有疲劳和腐蚀特征,属于典型的腐蚀疲劳断裂。     

国产A508-3钢在模拟AP1000一回路水环境下的疲劳性能研究

反应堆压力容器（RPV）钢在一回路水环境下的疲劳性能是评价其设计寿命的重要参数。本文针对国产A508-3钢开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳性能试验研究,获得了321 ℃、155 MPa及01 ppm溶解氧水环境下的疲劳行为数据和断裂机理。研究结果表明,国产A508 3钢峰值应力随应变幅的增大而逐渐增大,疲劳试验过程中试样表现出循环硬化、循环软化和饱和3个阶段;在应变幅由02%逐渐增加至06%的过程中,疲劳周次从105逐渐降低至102;疲劳断口具有疲劳和腐蚀特征,属于典型的腐蚀疲劳断裂。     

国产F316Ti在模拟轻水堆一回路环境下的低周疲劳性能

轻水堆(LWR)环境对压力边界材料疲劳性能的影响,包括疲劳寿命及疲劳裂纹扩展速率对设备核安全是非常重要的。为了预测核材料疲劳寿命,改进核材料设计,对国产材料进行腐蚀环境下的疲劳性能研究以得到模拟环境下的疲劳数据是很有必要的。对国产F316Ti在模拟LWR一回路环境下的低周疲劳性能进行了研究,结果显示,高温水环境是影响奥氏体不锈钢低周疲劳性能的重要因素之一。对于同种材料,高温空气中的低周疲劳     

激光印痕研究中的硅平面薄膜和刻蚀膜

研制了用于激光印痕研究的Si平面薄膜和刻蚀膜。膜制备的主要工艺采用氧化、扩散、光刻等现代半导体技术,并结合自截止腐蚀技术。Si平面膜厚度为3～4μm,表面粗糙度为几十nm。采用离子束刻蚀工艺,在Si膜表面引入25μm×25μm的网格图形或线宽为5μm的条状图形,获得了相应图形的Si刻蚀膜。探讨了扩散、氧化、腐蚀工艺对自支撑Si平面薄膜的表面粗糙度的影响,研究了离子束刻蚀参数对刻蚀图形形貌的影响。     

自截止腐蚀制备Si平面薄膜中的B杂质分析

以重掺杂自截止腐蚀工艺制备的厚度为3～4 μm的自支撑Si平面薄膜已在X光激光和惯性约束聚变分解实验中得到应用.制备过程中,重掺杂B杂质的引入会对获得的Si平面薄膜的应用带来影响.本工作研究采用次级离子质谱(SIMS)测量Si平面薄膜中B杂质的浓度分布,结合在软X光波段下同步辐射直接测得的Si薄膜的透过率结果,分析B等杂质对Si平面薄膜性能的影响.     

自截止腐蚀制备Si平面薄膜中的B杂质分析

以重掺杂自截止腐蚀工艺制备的厚度3－4μm的自支撑Si平面薄膜已在X光激光和惯性约束聚变分解实验中得到应用。制备过程中,重掺杂B杂质的引入会对获得的Si平面薄膜的应用带来影响。本工作研究采用次级离子质谱（SIMS）测量Si平面薄膜中B杂质的浓度分布,结合在软X光波段下同步辐射直接测得的Si薄膜的透过率结果,分析B等杂质对Si平面薄膜性能的影响。     

碳钢对核主泵用奥氏体不锈钢的污染研究

奥氏体不锈钢在加工、运输和装配过程中如果与碳钢直接接触,就会被碳钢污染,而导致奥氏体不锈钢耐蚀性能的改变。众所周知,核主泵用奥氏体不锈钢对耐蚀性有着非常严格的要求,本文以Z2CN18-10核主泵用奥氏体不锈钢为例,通过FeCl3腐蚀试验和电化学方法测试了被碳钢污染后其耐腐蚀性能的变化。试验结果表明:附着在不锈钢表面的碳钢对其长期总体腐蚀速率影响不大;嵌入式的碳钢颗粒会显著降低奥氏体不锈钢的点蚀电位,增大发生点蚀的倾向;硝酸钝化可部分抵消被污染不锈钢点蚀电位的降低,但该值仍远低于同样经过硝酸钝化,而未被污染的不锈钢的点蚀电位。此外,还针对碳钢污染对核电站辐射场的影响和对燃料包壳热传导效率的影响进行了讨论。