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相似文献
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1.
Zr(Fe,Cr)2金属间化合物在500℃过热蒸汽中的腐蚀研究   总被引:2,自引:0,他引:2  
用非自耗电弧炉熔炼了Fe/Cr比值为1.75和4.50的Zr(Fe,Cr)2金属间化合物.它们的粉末经500℃、10.3MPa过热蒸汽腐蚀不同时间后,用X射线衍射、电子探针和透射电子显微镜分析了腐蚀后生成物的结构及其形貌,以及成分的重新分布.Fe/Cr比值不同的Zr(Fe,Cr)2腐蚀后的生成物都相同,但是含Cr高的更不易被腐蚀.腐蚀初期的生成物是立方ZrO2,并析出αFe(Cr).继续腐蚀时立方ZrO2逐渐转变为单斜ZrO2,αFe(Cr)也逐渐被氧化成(Fe,Cr)3O4.Fe和Cr在偏聚时,Fe原子的扩散速率比Cr原子快.根据本实验结果,讨论了第二相影响Zr4合金腐蚀性能的原因  相似文献   

2.
Zr—4合金中第二相Zr(Fe,Cr)2的电化学分离   总被引:4,自引:3,他引:1  
杨晓林  周邦新 《核动力工程》1994,15(1):79-83,96
通过测定Zr-4合金和Zr(Fe,Cr)2合金在各种电解液中的阳极极化行为,和对阳极产物的电子显微镜和X射线衍射分析,得到了一种适合分离Zr-4合金中第二相Zr(Fe,Cr)2的电解液:乙醇:正丁醇:高氯酸=25:3:2;室温条件下,控制电位为-0.45~-0.80V(SCE)。  相似文献   

3.
研究了不同Sn含量的Zr-xSn-1Nb-0.3Fe(x=0~1.5)合金在360 ℃、18.6 MPa、0.01 mol/L的LiOH水溶液中的耐腐蚀性能。340 d腐蚀结果表明,Sn质量含量从1.5%降低至0.6%时,合金试样的腐蚀增重明显降低,进一步降低Sn含量时,腐蚀增重反而增加;采用TEM表征合金试样的显微组织发现,随着Sn含量的变化,合金中第二相的大小及分布相似,但面密度随着Sn含量的增大而减小。分析Sn对Zr-Sn-Nb-Fe合金腐蚀行为的影响机理,认为固溶在α-Zr中的Sn含量是引起耐腐蚀性能差别的主要原因。  相似文献   

4.
将几种成分不同的锆合金样品放入高压釜中,在350℃、16.8MPa、70μg/gLi+LiOH水溶液中腐蚀。结果显示:第二相几乎全是Zr-Nb-Fe粒子的3#样品耐腐蚀性能最好,而不含Zr-Nb-Fe粒子的1#和5#样品耐腐蚀性能很差,这说明Zr-Nb-Fe第二相粒子对改善锆合金耐腐蚀性能起着关键作用。只有合金中Nb元素和Fe元素配比合理,才可使合金中第二相主要是Zr-Nb-Fe粒子。  相似文献   

5.
用非白耗电弧炉熔炼了Fe/Cr比值为1.75和4.50的Zr(Fe,Cr):金属间化合物,它们的粉末经500℃、10.3 MPa过热蒸汽腐蚀不同时间后,用X射线衍射、电子探针和透射电子显微镜分析了腐蚀后生成物的结构及其形貌,以及成分的重新分布。Fe/Cr比值不同的Zr  相似文献   

6.
Zr-Sn-Nb-Fe合金显微组织及耐腐蚀性能研究   总被引:1,自引:0,他引:1  
将Zr-Sn-Nb-Fe合金样品冷轧后在500和560℃下分别保温不同时间,在350℃、16.8MPa、含70μg/gLi+的LiOH水溶液中腐蚀,500℃/100h样品的耐腐蚀性能最好。用透射电镜(TEM)研究了这些样品的显微组织和第二相,观测到随着保温时间延长,500℃下保温样品中的第二相由连续片层逐渐转变成带状分布的颗粒,保温时间达到100h时,基体内析出βNb。560℃下保温样品与500℃下保温样品有相似的组织转变过程,只是时间大幅缩短,保温仅10h时,基体已完全再结晶为等轴晶。  相似文献   

7.
用非自耗电弧炉熔炼了Fe/Cr比值为1.75和4.50的Zr(Fe,Cr)_2金属间化合物,它们的粉末经500℃、10.3MPa过热蒸汽腐蚀不同时间后,用X射线衍射、电子探针和透射电子显微镜分析了腐蚀后生成物的结构及其形貌,以及成分的重新分布。Fe/Cr比值不同的Zr(Fe,Cr)_2腐蚀后的生成物都相同,但是含Cr高的更不易被腐蚀。腐蚀初期的生成物是立方ZrO_2,并析出α-Fe(Cr),在继续腐蚀时,立方ZrO_2逐渐转变为单斜ZrO_2,α-Fe(Cr)也逐渐被氧化成(Fe,Cr)_3O_4。Fe和Cr在偏聚时,Fe原子的扩散速率比Cr原子快。根据实验结果,讨论了第二相影响Zr-4合金腐蚀性能的原因。  相似文献   

8.
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   

9.
Zr-4合金中第二相Zr(Fe,Cr)_2的电化学分离   总被引:1,自引:0,他引:1  
通过测定Zr-4合金和Zr(Fe,Cr)2:合金在各种电解液中的阳极极化行为,和对阳极产物的电子显微镜和X射线衍射分析,得到了一种适合分离Zr-4合金中第二相Zr(Fe,Cr)2的电解液:乙醇:正丁醇:高氯酸=25:3:2;室温条件下,控制电位为-0.45 ̄-0.80V(SCE).  相似文献   

10.
新型高温锆合金在过热蒸汽中的腐蚀性能   总被引:1,自引:0,他引:1  
研究了不同含量的Zr-Fe-Cr合金的显微组织及其在500℃,10.3 MPa 过热蒸汽中的耐腐蚀性能.结果表明,Zr-Fe-Cr合金经过真空熔炼、β淬火、真空包覆热轧和冷轧,以及真空退火处理得到的组织主要为α-Zr基体和弥散分布的Zr(Cr,Fe)2粒子.在500℃,10.3 MPa 过热水蒸汽中,含有少量合金元素的Zr-0.2Fe-0.1Cr和Zr-4合金会发生疖状腐蚀,而含有适当Fe、Cr的Zr-Fe-Cr合金为均匀腐蚀.Zr-1.0Fe-0.6Cr合金耐蚀性最好,其耐过热蒸汽腐蚀能力优于N18和Zr-4合金;含Fe、Cr元素不同的锆合金试样由于成分不同,耐腐蚀性能也有明显差别,说明调整合金成分是改善锆合金在500℃,10.3 MPa 过热蒸汽中耐腐蚀性能的主要途径.  相似文献   

11.
改善锆-4合金耐腐蚀性能的研究   总被引:9,自引:0,他引:9  
研究了改变最后一次中间退火的热处理制度对核燃料锆4包壳管耐腐蚀性能的影响。由原来的650℃退火改为830℃。相上限温区加热淬火后,无论对耐疖状腐蚀还是耐均匀腐蚀性能都有显著改善。在1030℃β相加热淬火后,虽然耐疖状腐蚀性能有明显改善,但作长期均匀腐蚀时,腐蚀增重与时间之间的变化会出现第二次传折,耐均匀腐蚀性能不好。影响耐腐蚀性能的主要因素是Fe和Cr合金元素在αZr中的固溶含量,而不是第二相粒子的大小。Fe和Cr合金元素在αZr中的过饱和固溶含量,控制在~200μg/g是比较合适的,固溶含量过多又会引起长期均匀腐蚀性能变坏的倾向。  相似文献   

12.
采用冷旋方法制备了管状U-6.5Nb合金零件,分别在400、600和700℃下对合金零件进行1h退火处理,考察了不同状态的U-6.5Nb合金在含50μg/gCl-的氯化钾水溶液中的电化学腐蚀行为,采用扫描电镜表征了腐蚀前后的形貌特征。结果表明:所有状态的合金均未发生钝化,冷旋态和700℃退火态合金为单相组织,具有较高的腐蚀电位和较小的腐蚀电流,400℃退火和600℃退火态合金为双相组织,具有较低的腐蚀电位和较大的腐蚀电流。单相合金比双相合金具有更好的抗腐蚀能力,但更易发生点蚀。双相合金表面Nb成分不均是其抗腐蚀性不佳的主要原因。  相似文献   

13.
研究了我国自主研发的N18锆合金在600~1200℃蒸汽中的氧化动力学曲线随温度及时间的变化规律。结果表明,温度低于700℃时,N18锆合金的氧化遵从抛物线规律;温度达到800℃时表现为抛物线-线性关系;950℃时由抛物线关系转变为立方指数关系;在1050℃时氧化速率指数快速下降至2.3,即为近似抛物线关系;高于1100℃后,氧化速率指数保持在2.1~2.2之间,即抛物线关系。分析认为N18锆合金比Zr-4合金耐氧化,且前者氧化速率的转折所需时间比后者更长。  相似文献   

14.
锆-4合金在高压釜中腐蚀时氧化膜显微组织的演化   总被引:6,自引:0,他引:6  
用透射电镜.扫描电镜和扫描探针显微镜研究了锆-4样品在高压釜中(360℃/18.6MPa去离子水)腐蚀后氧化膜的断口形貌、氧化膜不同深度处的显微组织和晶体结构。结果表明:氧化膜生成时形成的压应力。使晶体中产生了许多缺陷,稳定了一些亚稳相.在氧化膜底层中有单斜,四方、立方晶体结构甚至非晶相存在;在氧化膜的中间层及表面层中。空位和间隙原子等缺陷发生扩散、湮没和凝聚,内应力发生弛豫,亚稳相转变成稳定的单斜结构;空位被晶界吸收形成了纳米尺寸的孔洞簇,弱化了晶粒间的结合力,在表面张力的作用下,晶粒逐渐成为球形;孔洞簇的形成并发展成裂纹,使氧化膜失去了原有良好的保护性。导致腐蚀转折,这是氧化膜的显微组织在腐蚀过程中发生演化后的必然结果。  相似文献   

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