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1.
测定了不同热处理状态下室温和400℃时Zr-4合金的常规力学性能和低周疲劳性能数据。借助于透射电子显微镜观察了疲劳变形亚结构。结果表明:相同循环应变幅下,室温和400℃下再结晶试样有较好的低周疲劳性能。{101^-0}柱面滑移旬Zr-4主要变 形方式;高温、高循环应变幅条件下,则可能使锥面滑移被激活。室温下典型的疲劳亚结构是平行的位错线,400℃下消除应力试样形成了矩形位错胞,再结晶试样则形成了拉 相似文献
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Zr-4合金是压水堆核电厂核燃料包壳使用的材料,本文按照我国的相关国家标准测试了材料的常温常规力学性能和应变疲劳性能。得到Zr-4合金在常温条件下的力学性能参数和疲劳裂纹疲劳性能参数。 相似文献
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对由两厂分别生产的Zr-4包壳管样品在重水堆内进行中子辐照试验,辐照温度为610K,快中子注量为4.2×10 ̄(24)m ̄(-2)(E>1.0MeV)。试验结果表明,Zr-4管的辐照生长应变随辐照中子注量增加呈线性增加。两厂生产的Zr-4包壳管的生长应变可用G=A(φt) ̄n或G=B+C(φt)表达式描述,两者的差异可能是合金元素和杂质的综合影响所致。 相似文献
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Zr—4合金中第二相的研究 总被引:6,自引:0,他引:6
应用透射电子显微镜研究了Zr-4合金经各种热处理后的微观结构,确定了第二相的晶体结构。经β相固溶处理后,板条α-Zr晶界上析出的第二相为C_(15)型Zr(Fe、Cr)_2Laves相,重新在α相区不同温度加热后存在C_(15)型私C_(14)型两种结构的Zr(Fe、Cr)_2Laves相。此外,本文对Zr-4合金中第二相的种类进行了讨论。 相似文献
6.
Zr-4合金氧化膜(<100nm)的电镜研究 总被引:1,自引:1,他引:0
应用透射电子显微镜(TEM),分析了Zr-4合金在350℃空气中生成的氧化膜(<100nm)。氧化膜中ZrO2的晶体结构为非晶、立方(四方)和单斜,它们所占份额与基体晶粒的取向有关。第二相粒子与周围基体构成电偶腐蚀,加速基体氧化,因而第二相粒子周围的氧化膜较厚,第二相粒子自身氧化变慢,将残留在氧化膜中。第二相粒子的氧化产物为六方(Fe、Cr)2O3、立方(四方)ZrO2和单斜ZrO2。 相似文献
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Zr-4合金中合金元素的表面偏聚可能影响它的性质,用带有加热装置的俄歇电子能谱仪分析了Zr-4试样在400-600℃条件下加热不同时间的表面偏聚现象,发现试样加热到400℃以上时,Sn元素有明显的表面偏聚现象。 相似文献
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Zr-4合金板α相高温区轧制的织构演化 总被引:2,自引:1,他引:2
用(0002)正极图和织构取向因子等方法,研究了a相高温区沿原板材的轧向和横向轧制63%的Zr-4合金板的织构。实验结果表明:Zr-4合金板材在a相高温区轧制后的织构与原料板材的织构有关,这是由它的形变机制决定的。Zr-4合金板在a相高温区轧制时,{10`11}<`2113>和{11`21}<`2113> 锥面滑移是主要的形变系统,所以轧制后形成基极取向集中于轧面法向的织构。沿原始板材的轧向进行轧制时,部分晶粒中的{`1010}<`12`10>柱面滑移开动,使轧制后的ft大于fl;沿原始板材的横向进行轧制时,{11`21}<`1`126>孪生的作用使基极沿轧面法向上的取向增强。 相似文献
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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
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测定了再结晶状态锆-4合金反复弯曲高周疲劳寿命曲线,得出其疲劳极限约为250MPa。疲劳试样用SEM观察表明:锆-4表面为波纹状滑移特征。驻留滑移带、晶界是锆-4主要的疲劳裂纹萌生区域。疲劳变形亚结构的TEM分析表明:{1010}柱面滑移与孪生是其主要的变形方式;锆-4典型的位错组态是两组或多组平行位错线。与纯锆相比,锆-4更易产生交滑移。 相似文献