800H和690合金的氢渗透及氢脆研究前瞻

综述了铁镍基和镍基高温合金中氢的渗透和氢脆的决定性影响因素－－氢“陷阱”和表面氧化保护膜对这类合金抗氢渗透和氢脆性能的影响。提出了针对欲用作深海潜器小型核动力装置细棒状U－ZrH1.6燃料元件包壳的800H合金和690合金的抗氢渗透和氢脆性能评价需重点研究的方向。     

显微组织对ZIRLO锆合金耐腐蚀性的影响

将ZIRLO锆合金样品分别进行1000℃-0.5h／560℃-10h、1000℃-0.5h／冷轧／560℃-10h和750℃-0.5h、750℃-0.5h/560℃-10h、750℃-0.5h／冷轧／560℃-10h的不同处理。用透射电镜观察了它们的显微组织，将它们放入高压釜中，研究了在350℃，16.8MP,0.04M LiOH水溶液中的耐腐蚀性能，结果表明，在本文所有的变形及热处理条件下中，750℃-0.5/冷轧／560℃-10h处理后样品的耐腐蚀性能最好，其原因在于样品经过这样处理后，基体αZr中固溶的Nb含量较低，并获得了纳米尺寸分布的βNb(含Fe)第二相粒子，后者对改善耐腐蚀性能尤为重要。样品在最终560℃加热处理之前的冷轧变形，可以促进βZr分解时的形核，是获得纳米尺寸βNb的必要措施。     

Zr-0.2Cu-xNb合金的显微组织及腐蚀行为

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。     

Zr-Sn-Nb-Fe合金显微组织及耐腐蚀性能研究

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。     

热加工对Zr-Sn-Nb合金显微组织的影响研究

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．     

显微组织对Zr-Sn-Nb合金耐腐蚀性能的影响

将两种Zr-Sn-Nb合金样品分别进行1000℃-0.5h、1000℃-0.5h/560℃-10h、1000℃-0.5h/冷轧/560℃-10 h和750℃-0.5h、750℃-0.5h/560℃-10h、750℃-0.5h/冷轧/560℃-10h的不同处理后,研究它们的显微组织和在350℃、16.8MPa、0.04mol@L-1LiOH水溶液中的耐腐蚀性能.结果表明在所采用的上述变形及热处理条件中,以750℃-0.5h/冷轧/560℃-10h处理后样品的耐腐蚀性能最好.其原因在于经此处理后,基体αZr中固溶的Nb含量较低,βZr分解后获得了细小尺寸分布的βNb(含Fe)第二相粒子,后者对改善耐腐蚀性能尤为重要.但当合金中含有Cr时,因Cr和Fe首先与Zr形成Zr(FeCr)2第二相,减少了βNb粒子中的Fe含量,而使耐腐蚀性能变坏.样品在最终560℃加热处理之前的冷轧变形可促进βZr分解时的形核,是获得细小尺寸βNb的必要措施.     

氘在Incoloy800H合金材料中的扩散渗透行为

采用气相渗透技术研究了氘在Incoloy800H合金材料中的扩散渗透行为,利用高温气相渗透实验装置和四极质谱仪测定了450～600 ℃温度范围内、氘压110 kPa下氘的渗透实验曲线,计算得到了氘在Incoloy800H合金材料中的渗透率和扩散系数。结果表明,渗透扩散过程为扩散控制,得到的渗透率、扩散系数与温度的关系式均符合Arrhenius关系。     

热处理对含Nb锆合金焊接试样显微组织和耐腐蚀性能的影响

用真空电子束焊接方法将Zr-1.88Sn-0.35Fe-0.52Nb合金板与Zr-4板对接焊的样品,在400C、10.3MPa过热水蒸汽中腐蚀165d后,用光学显微镜从样品横截面上测量了焊接面和其背面不同部位的氧化膜厚度,并用透射电镜观察了不同部位锆合金的显微组织。结果表明:焊接样品经过500C退火处理,耐腐蚀性能明显提高,在相同的熔区和热影响区(含Nb侧)内,经过退火和未经退火的样品表面氧化膜的厚度相差10-20倍;焊接冷却时形成的bZr在退火时分解为aZr bNb是提高耐腐蚀性能的主要原因;焊接样品经过500C-1.5h退火处理后,熔区的耐腐蚀性能非常优良,在400C过热蒸汽中腐蚀165d后,氧化膜厚度未超过2mm,折算为腐蚀增重只有30mg·dm-2。根据电子探针的分析结果,熔区中的成分大约是Zr-1.2Sn-0.25Nb-0.25Fe-0.02Cr。     

I-800合金微动磨损特性研究

使用PLINT微动磨损试验机研究了核电材料I-800合金在常温、法向载荷为50 N和80 N、位移幅值2~40 μm,圆柱交叉接触模式下的切向微动磨损特性.结果表明,在相同载荷下,随位移幅值增加,I-800合金微动运行经历了从部分滑移区向混合区和滑移区的规律性转变.混合区和滑移区的摩擦系数高于部分滑移区.部分滑移区微动磨损轻微,接触区域边缘的微滑区出现微裂纹;滑移区磨损严重,磨痕面积和磨损体积较大;混合区磨屑聚集滞留现象明显.I-800合金的微动磨损机制以摩擦氧化和磨粒磨损为主要特征.     

英国核能学会关于800合金的评述

本文描述了不同厂家,具有不同成分和热处理条件的800合金锅炉管的腐蚀试验结果。用标准管制造的腐蚀容器,并用类似于这些可能产生的化学环境溶液充满,高性能锅炉管,在350℃和以上温度的正常和故障条件下运行,通过机加工,把部分壁减薄,达到给定温度下已知的应力值,和用做成的因科镍82填料在薄壁处制成环缝,无论哪个较短,都连续试验8000小时,或直到破坏。尽管它们的冶金结构和化学敏感性试验的灵敏度差别相当大,但不同试样显示出相同的腐蚀特征,腐蚀的程序和类型主要取决于容器内的溶液。除了在两种环境下腐蚀是轻微的以外：（1）浓缩氯化物溶液和高压氧一起引起点坑扩大和小量破裂,导致壁局面破坏;（2）氢氧化钠浓度≥4%,通过裂纹引起破坏,接近焊缝处裂纹最明显。在氢氧化物或是溶氧的氯化物溶液中加入SiO2,没有阻止破裂的发生。     

Incoloy800H传热管抗晶间腐蚀性能研究

采用GB/T15260—94B法(即铜-硫酸铜-16%硫酸测定镍基合金的晶间腐蚀敏感性的方法)对国产Incoloy800H传热管在不同条件下的晶间腐蚀试验结果进行研究,并与进口Incoloy800H合金管的抗晶间腐蚀性能进行对比。分析结果表明,影响合金抗晶间腐蚀能力的主要因素是C、Ti含量,其敏感性随C含量的增加而递增,加入Ti元素是降低晶间腐蚀敏感性和防止晶间腐蚀的有效措施。     

Thermal resistance contributions of oxides growth on Incoloy 800 steam generator tubes

The primary and secondary circuits of nuclear power plants have different water chemistries, corrosion product sources, temperatures and flow rates. All these parameters promote the growth or deposition of oxides of different compositions and morphologies on the surfaces of the steam generator (S.G.) tubes. This paper presents a methodology to evaluate the relative contributions to the total heat transfer resistance due to the different oxide layers. The values obtained from a sample of Alloy 800 tube at room temperature are similar to those encountered in the open literature at high temperatures. Important future planning guidelines for decontamination and/or chemical cleaning of S.G. units can be obtained from these results.     

The effect of grain boundary engineering on the oxidation behavior of INCOLOY alloy 800H in supercritical water

Grain boundary engineering (GBE) was applied to INCOLOY alloy 800H by means of thermomechanical processing. The oxidation behavior of GBE-treated alloy 800H exposed in supercritical water (SCW) with 25 ppb dissolved oxygen at 500 °C and 25 MPa was significantly improved as compared to 800H in the annealed condition. Gravimetry, optical microscopy, scanning electron microscopy/energy dispersive X-ray spectroscopy (SEM/EDS), X-ray diffraction (XRD), and electron backscatter diffraction (EBSD) were employed in this study to analyze the oxidation behavior of control (annealed) and GBE-treated samples. GBE improves the protective oxidation behavior by enhancing spallation resistance and reducing oxidation rate. Spallation resistance correlates with a reduction in texture of the oxide layers.     

The effect of high temperature reactor primary circuit helium on the formation and propagation of surface cracks in alloy 800 H and inconel 617

The depths of surface cracks caused by the combined effects of corrosion and creep strain have been measured in specimens of Inconel 617 (Ni-22Cr-9Mo-12Co-1A1) and Alloy 800 H (Fe-32Ni-20Cr). Tests were carried out at 1073–1223 K in impure helium simulating the primary circuit coolant of a high temperature gas-cooled reactor, and in air. A characteristic crack depth $\text{a}{}_{90}$ was derived to represent the observed crack length distribution. In both test environments, an incubation strain was observed for the formation of surface cracks. Although the presence of surface cracks led to an increase in the creep rate, the magnitude of the change was similar for the two test atmospheres. Finally, a method has been developed to allow the depth of surface cracks, characterized by $\text{a}{}_{90}$, to be plotted with the stress rupture curves in order to indicate whether the corrosion effects need to be considered in the derivation of design stresses.     

用Klein-Elsler法测量~3H、~(125)I双标记样品的条件选择

~3H和~(125)I是目前在生物学和医学中使用相当广泛的核素。用液体闪烁测量法测~(125)I近来也有很大发展。由于~(125)I标记化合物在一般实验室中都可制备,并且碘标记化合物可以达到较高的比放射性。故使用~3H、~(125)I双标记样品具有操作简便、费用低廉的优点。 我们采用Klein-Elsler法,利用计算Klein-Elsler值,以该值最大的一组测量道为分离效率最佳的双标记测量道。然后根据双标记样品在每一道的计数和每一种核素在两道的计数比值来求出两种核素各自的放射性大小。