核电站一回路奥氏体不锈钢铸件热老化的微观力学性能变化

在核电站一回路中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作除了受到辐照损伤外.还将面临热老化问题.本文对不同时间热老化后的CASS样品进行微观力学性能分析,并结合微观组织中铁素体的含量及分布对CASS的性能变化进行了分析,结果表明微观力学性能的变化和常规的宏观力学性能变化的规律不尽相同.丰富了CASS经老化后的力学性能数据,为CASS的安全运行提供参考.     

选区激光熔化成形的304L不锈钢的Xe离子辐照损伤研究

采用5 MeV的Xe离子在550℃对选区激光熔化成形(Selective Laser Melted,SLM)的304L不锈钢进行辐照,通过透射电子显微镜(Transmission Electron Microscopy,TEM)和纳米压痕仪分别研究了该材料辐照前后的微观结构和纳米硬度的变化,并在相同实验条件下与传统工艺...     

反应堆中心孔道辐照材料的中子与γ释热研究

反应堆辐照材料上中子与γ的释热率是该材料在堆中热工计算的重要输入参数.本文基于蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),计算了某堆首炉高热中子堆芯布置下,L12中心孔道中不同材料(水、T6061铝、单晶硅、不锈钢、锆合金)轴向的中子、γ释热率分布.计算结果表明,活性区轴向高度为0～1000 mm,中子与γ在材料上的最大释热率点...     

304L奥氏体不锈钢搅拌摩擦焊与TIG焊接头的微观组织与性能

采用搅拌摩擦焊和钨极惰性气体保护电弧焊(TIG)分别对3 mm厚304L奥氏体不锈钢进行焊接,对比分析2种焊接方法下接头的微观组织和抗拉强度。304L不锈钢的搅拌摩擦焊焊接接头由焊核区、热力影响区、热影响区及轴肩变形区组成;焊核区组织为均匀细小的动态再结晶组织,热力影响区组织发生明显的塑性变形,而热影响区仅受到热的作用晶粒有所长大;TIG焊接头组织由呈胞状树枝奥氏体晶和呈蠕虫状或板条状铁素体组成。结果表明:2种焊接方法获得的接头强度相似,都略高于母材强度。     

中子辐照对Cr涂层锆合金力学性能的影响

为研究中子辐照对Cr涂层锆合金力学性能的影响,获得Cr涂层锆合金的辐照性能数据,本文针对多弧离子镀技术制备的Cr涂层锆合金开展了中子辐照考验,通过拉伸试验过程实时观测试样力学行为变化并对试验后断口微观形貌进行分析,研究了辐照后Cr涂层锆合金的力学性能以及涂层与基体的结合能力。结果表明：中子辐照导致Cr涂层锆合金的抗拉强度和屈服强度升高,断后伸长率下降,表现出与商用锆合金相似的辐照强化效应。同时Cr涂层与无涂层锆合金相比,其屈服强度和抗拉强度升高但塑性变形能力降低。另一方面,Cr涂层在拉伸变形量较大时产生环向裂纹,但未从基体表面剥落,中子辐照未对涂层结合强度产生明显的影响,受力过程中涂层仍保持了完整性。     

重复焊接对304不锈钢热影响区组织与性能的影响

采用自动钨极氩弧焊接（GTAW）工艺设计刚性约束坡口,制备了304不锈钢1次焊接和1~5次试样。采用光学显微镜、X射线衍射（XRD）、扫描电子显微镜（SEM）与电子背散射衍射（EBSD）技术对重复焊接试样的热影响区（HAZ）显微组织进行观察分析,并开展室温拉伸性能测试,研究重复焊接对显微组织与力学性能的影响。结果表明,重复焊接试样的HAZ显微组织主要由奥氏体和条状δ铁素体组成,随着重复焊接次数增加,HAZ奥氏体晶粒尺寸呈长大趋势,δ铁素体含量先减少后增加,组织择优取向由<101>转变为<111>,局域取向差逐渐增大;晶粒尺寸是影响抗拉强度和延伸率变化的主要原因,加工硬化致使试样屈服强度逐渐增加。      

稀土元素Gd对2308双相不锈钢热变形行为的影响

为解决含Gd双相不锈钢热加工不足问题,本文以含2%Gd的双相不锈钢为研究对象,在不同温度下开展热模拟压缩实验,研究含Gd双相不锈钢热变形行为及组织演变。利用Gleeble-1500D热模拟试验机对含Gd双相不锈钢进行变形量为50%的单道次热变形试验。根据真应力-真应变曲线计算了该合金的热变形激活能Q_d,建立本构方程。同时对热变形后的组织进行了分析,探究稀土元素Gd对含Gd双相不锈钢热变形行为的影响,结果表明,在热变形过程中,合金的动态软化机制主要为动态再结晶。合金包含两种含Gd析出相,即条带状的脆性析出相M₃Gd相和M₁₇Gd₂相（M=Fe、Cr、Ni）,均为六方结构。当变形温度为1 050 ℃时,脆性M3Gd相破坏了基体的连续性,无法与基体协同变形,降低了合金的热塑性,导致合金在热变形过程中出现沿晶开裂。含Gd双相不锈钢适宜的热加工工艺区间的应变速率为0.01~0.1 s^-1,变形温度为950~1 000 ℃。     

中子与γ射线辐照对B4C/环氧树脂屏蔽材料性能的影响

中子与γ射线辐照对屏蔽材料性能的影响直接关系到了核设施的运行安全性。本研究以B4C/环氧树脂屏蔽材料作为研究对象,对比了在1 MGy γ射线及叠加1.19×1015cm-2中子辐照两种辐照环境下屏蔽材料力学性能、断口组织形貌、特征化学产物及热稳定性能的变化规律。结果表明：持续约11.6 d的γ射线辐照及叠加持续约3 h的中子辐照后屏蔽材料力学性能持续降低,但均未降低到辐照前的50%以下,屏蔽材料在此条件下产生了辐照降解,但未发生失效。与单独的γ射线辐照相比,叠加中子辐照后屏蔽材料1H-NMR图谱δ=7附近峰的强度没有明显变化,说明未继续发生苯环上C-H键的断裂。屏蔽材料热失重50%质量损失温度T50%由辐照前的526.3℃降低到了γ射线辐照后的453.2℃及γ射线叠加中子辐照后的463.9℃,屏蔽材料辐照后热稳定性降低。     

氦对低活性Fe-Cr-Mn(W,V)合金焊接热影响区辐照损伤的影响

采用高能离子加速器和超高压电镜连接装置 ,研究注入He后电子辐照和同时辐照 (He+ e-)低活性Fe Cr Mn(W ,V)合金焊接热影响区 (HAZ)损伤组织特点 ,测定He对损伤组织内晶界附近合金元素浓度变化的影响。实验结果表明 :He强烈促进辐照初期位错环和位错密度增加 ,促进HAZ辐照空洞核心形成及空洞肿胀增大。He有效抑制HAZ内晶界附近Cr、Mn浓度降低 ,对Ni,Si,V ,W元素浓度变化也有抑制作用。Fe Cr Mn(W ,V)合金焊接HAZ具有优良抗He气氛下的辐照损伤性能     

硅对CLAM钢微观结构和力学性能的影响

文章研究了合金元素硅对CLAM钢的力学性能和微观结构的影响。实验表明,在CLAM钢中添加0.2％的Si会使其屈服强度和抗拉强度明显提高,同时使CLAM钢的韧脆转变温度升高,韧性降低。在光学显微镜下观察,CLAM钢呈现回火马氏体组织,Si的添加使奥氏体晶粒细化,致使CLAM钢的强度升高、韧性降低。在透射电子显微镜下观察,回火板条马氏体是其主要结构,存在针状和颗粒状两种形态的碳化物;利用透射电子显微镜选区衍射方法可知,呈颗粒状的碳化物是M23C6型碳化物。Si的添加使马氏体板条的宽度变小。     

690合金与152合金焊接热影响区微观组织研究

应用电子背散射衍射(EBSD)、扫描电镜(SEM)和显微硬度仪研究了压水堆(PWR)压力容器(RPV)控制棒驱动机构(CRDM)管嘴690合金与152合金焊接热影响区上部、中部和根部的残余应变分布、显微硬度、晶粒平均取向差(GAM)、晶粒边界显微结构和金相特征。研究结果表明:残余应变从上部到下部逐渐减少,最大残余应变5.15%,位于最后焊接的上部热影响区;重合位置点阵∑3边界平均分数从上部到下部逐渐增加,最小∑3边界平均分数是46.6%,显著低于基体金属的68%。因此认为,最后焊接的上部热影响区具有最高应力腐蚀破裂(SCC)敏感性。     

第Ⅳ代核反应堆的结构材料：挑战与机遇

第Ⅳ代核反应堆的设计理念是为了保证一个共同的目标,即建造更安全、寿期更长、可防止核扩散和经济性更好的核电厂。要实现第Ⅳ代核电厂的成功开发和建造,首先要考虑的问题是反应堆堆芯及堆外结构材料的性能和可靠性。在第Ⅳ代反应堆中应用的结构材料,需要经受比当前核电厂更高的温度和中子剂量,还要面对更苛刻的腐蚀环境。目前的候选结构材料包括了各种铁素体／马氏体钢、奥氏体不锈钢、镍基超级合金、陶瓷材料和复合材料等。本文总结了第Ⅳ代反应堆的几种概念,重点关注用于特定部位材料的问题。文章还讨论了正常工况和偏离工况条件下使用现有材料所面临的挑战。由于存在着辐照诱发的偏析、扩散、沉淀、元素与辐照缺陷之间的相互作用、肿胀、氦生成等基本现象,材料的服役任务变得愈加复杂。此外,这些材料的高温性能（例如蠕变性能）也是限制材料应用的关键因素。已经验证,新合金、微观组织设计方法以及新的的制造工艺可以减少这些不利因素的影响,而且可以获得使用环境下的最佳性能。     

辐射和热同时作用对膨润土物理化学性质和微观结构影响的初步研究北大核心CSCD

为了研究γ辐射和热同时作用对膨润土的影响,以高庙子改性钠基膨润土为研究对象,开展了90℃热作用下、不同剂量率和不同累积剂量的γ辐射老化试验。结果表明:γ辐射和90℃热同时作用引起了膨润土物理化学性质和微观结构的变化。在老化作用后,膨润土的吸水率、pH值、阳离子交换容量、层荷以及蒙脱石001晶面方向的微晶尺寸均减小,比参考样分别降低了(最大减幅)18.4%、7.8%、3.4%、2.9%和15.6%,且表现出剂量率效应;老化作用对膨润土的矿物成分及含量影响较小。在高放废物地质处置的工程屏障设计和安全评价中,应考虑膨润土性质变化的影响因素。