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镍基合金表面激光熔覆CoNiCrAlY合金的组织与性能 总被引:1,自引:0,他引:1
在镍基合金上激光熔覆CoNiCrAlY合金,制备了单层、多层试样和工件。利用金相显微镜、X射线衍射仪、显微硬度计和高温电炉,对熔覆层的组织、相结构、硬度及抗氧化性进行了测试和分析。结果表明:熔覆层的组成相有γ-Co,Ni2Y和Cr3Ni2Sic,熔覆层的氧化物为CoAl2O4,Al2O3,CoNiO2,NiCr2O4,CoCr2O4;单层熔覆层组织细小致密;由于预热的作用,搭接熔覆的组织较粗大;界面处的结晶方向垂直于界面,层问、两道之间搭接区、重熔区和多层熔覆的近表面组织有等轴化的倾向;熔覆层具有较高的硬度,加入稀土元素Y,可以增大氧化物的表面附着力、改善熔覆层的抗氧化性能;熔覆层在1100℃是抗氧化的。 相似文献
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综述了近几年激光熔覆技术的研究进展,包括了激光熔覆涂层材料、激光熔覆层组织、以及主要工艺参数对熔覆层的影响等,对激光熔覆涂层存在的主要问题进行了归纳总结。在此基础上指出了激光熔覆技术的主要发展方向。 相似文献
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铝合金熔覆是轻量化镁合金表面涂层防护的重要方法。 本研究使用 AZ80A 镁合金作为基材, 使用 5556 铝
合金作为熔覆合金, 并使用激光电弧复合熔覆进行了铝合金熔覆层制备。 对熔覆层组织进行了分析, 重点研究了
激光摆动对熔覆层品质的影响。 结果表明, 当激光无摆动时, 熔覆层宽度有限, 无法正常形成各道次熔覆层的有
效搭接, 且缺陷较多。 在增加激光摆幅的情况下, 激光加热能量会更均匀地在镁合金基材表面分散, 有效增加了
熔宽, 提升了各道次熔覆层的搭接率, 促进内部缺陷更少、 品质更高的连续熔覆层的形成。 相似文献
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为了提高铝合金材料的表面性能,使其具有较高的硬度和耐磨性,利用激光熔覆技术在6063铝合金表面制备了添加稀土氧化物CeO2的Ni60合金熔覆层。分析了激光熔覆CeO2+Ni60熔覆层的宏观形貌、显微组织及硬度,研究了其摩擦磨损性能,并与未添加稀土的Ni60合金熔覆层和铝合金基体进行了对比研究。结果表明,加入2%CeO2可降低Ni60熔覆层表面起伏,获得较好的熔覆层宏观形貌,同时有效地减少Ni60熔覆层中的裂纹、孔洞和夹杂物,促进晶粒细化,提高熔覆层的组织均匀性;添加2%CeO2的Ni60熔覆层比未加稀土的Ni60熔覆层组织更加均匀,晶粒较细小,气孔等组织缺陷更少,熔覆质量较好;在相同深度位置的显微硬度,2%CeO2+Ni60熔覆层明显高于Ni60熔覆层,2%CeO2+Ni60熔覆层最高硬度可达HV0.051180,是6063铝合金基体平均硬度的8.4倍;在相同磨粒磨损条件下,2%CeO2+Ni60熔覆层试样的耐磨性是铝合金基体的7.1倍,是Ni60熔覆层试样的1.6倍;激光熔覆Ni60可以显著降低铝合金表面摩擦系数,而添加稀土元素Ce能提高Ni60熔覆层的摩擦系数稳定性,从而改善耐磨性能。 相似文献
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采用光纤激光对TC4钛合金表面进行熔覆改性,研究送粉速度对熔覆工艺过程和熔覆层性能的影响.采用高速摄像机拍摄了加热粉末在空间的分布形貌,采用光学显微镜观察了熔覆层横截面形貌,采用EDS分析了熔覆层的氮含量分布,并测量了熔覆层横截面的显微硬度.实验表明,送粉速度较小时,粉末吸收少量激光能量,熔池较大,熔覆层宽而浅;送粉速... 相似文献
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对比正在快堆中服役的奥氏体钢和主要候选材料之一的铁素体-马氏体钢的蠕变性能,对作为先进快堆包壳用最有前途的三种ODS(Oxide dispersion strengthened)铁素体合金的蠕变行为进行了研究。 相似文献
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用透射电镜和X-射线衍射研究了激光重熔对50CrMoV钢脉冲放电强化层组织与性能的影响,结果表明激光重熔可使放电表面强化层的硬度进一步提高。硬度提高的原因是激光超细化组织及高密度位错和一定量的碳化物所致。 相似文献
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采用自行设计制造的包覆铸造装置成功制备出尺寸为Φ140 mm/Φ110 mm的4045/3003铝合金包覆铸锭,通过反向热挤压将包覆铸锭制备成铝合金复合管材.通过OM、SEM、拉伸实验、剪切实验对界面组织和性能进行了分析和测定.结果表明,利用该装置制备的铝合金包覆铸锭表面质量良好,界面清晰,无气孔、夹杂,界面处元素发生互扩散,并形成约20μm的过渡层,平均抗拉强度为103.3 MPa,抗剪切强度为80.2 MPa,两种合金实现冶金结合.反向热挤压后得到的复合管材,界面处保持了铸态时的层状结构特点. 相似文献
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R. G. Pahl D. L. Porter C. E. Lahm G. L. Hofman 《Metallurgical and Materials Transactions A》1990,21(7):1863-1870
Argonne National Laboratory’s Integral Fast Reactor (IFR) concept has been under demonstration in the Experimental Breeder
Reactor II (EBR-II) since February 1985. Irradiation tests of U-Zr and U-Pu-Zr fuel pins to >15 at. pct burnup have demonstrated
their viability as driver fuel prototypes in innovative design liquid metal reactors. A number of technically challenging
irradiation effects have been observed and are now under study. Microstructural changes in the fuel are dominated early in
exposure by grain boundary cavitation and fission gas bubble growth, producing large amounts of swelling. Irradiation creep
and swelling of the austenitic (D9) and martensitic (HT-9) candidate cladding alloys have been measured and correlate well
with property modeling efforts. Chemical interaction between the fuel and cladding alloys has been characterized to assess
the magnitude of cladding wastage during steady-state irradiation. Significant interdiffusion of the uranium and zirconium
occurs producing metallurgically distinct zones in the fuel.
This paper is based on a presentation made in the symposium “Irradiation-Enhanced Materials Science and Engineering” presented
as part of the ASM INTERNATIONAL 75th Anniversary celebration at the 1988 World Materials Congress in Chicago, IL, September
25-29, 1988, under the auspices of the Nuclear Materials Committee of TMS-AIME and ASM-MSD. 相似文献