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采用MTS材料试验机研究316Ti、347和HR3C奥氏体不锈钢在650℃和室温下±0.5%应变幅的低周疲劳性能,并采用扫描电镜对试验后样品进行断口分析。结果表明,347和HR3C不锈钢在室温下疲劳寿命较高,347不锈钢在650℃疲劳寿命也较高。3种材料在两种温度下的弹性变形量均在0.1%~0.15%之间,且滞后回线面积变化不大,这表明弹性变形量与疲劳寿命高低无直接联系。3种材料在两种温度下呈现出不同的循环硬化/饱和行为,316Ti不锈钢的650℃峰值应力与室温峰值应力无明显变化,而HR3C和347不锈钢的差别较大,但316Ti不锈钢的650℃循环硬化效应显著,347不锈钢的硬化效应较低。在650℃低周疲劳试验后,347不锈钢样品断口表面的疲劳条带间距仅为1.87μm,而对于316Ti和HR3C不锈钢则分别达到4.67μm和3.0μm,进一步表明347不锈钢在650℃的疲劳寿命最高。 相似文献
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采用RDL50型蠕变持久试验机研究奥氏体不锈钢316Ti、347、HR3C和6XN在550℃/90 MPa、600℃/85 MPa、650℃/70 MPa和700℃/65 MPa条件下的蠕变性能。结果表明,在550℃/90 MPa条件下,347的蠕变性能最佳,但随着温度的提高,600℃以上HR3C的蠕变性能优势逐渐体现;316Ti在4种条件下的蠕变性能均最差。结合实验数据分析,应力指数n排序为316Ti>347>HR3C,激活能Q排序为HR3C>347>316Ti,进一步表明了上述3种材料蠕变性能的优劣为HR3C>347>316Ti。 相似文献
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316不锈钢蠕变-疲劳交互作用试验研究 总被引:1,自引:1,他引:0
开展了316不锈钢具有保载时间的蠕变-疲劳交互试验、先疲劳后蠕变以及先蠕变后疲劳的蠕变-疲劳交互试验。在试验数据的基础上,对316不锈钢的蠕变-疲劳交互特性进行分析,采用蠕变、疲劳损伤的线性累积原理对蠕变-疲劳交互后的寿命予以评价。结果表明,先疲劳后蠕变的交互方式对寿命的削减作用最大,其次是具有保载时间的交互方式,而先蠕变后疲劳的交互方式则有助于寿命的延长。针对这一结果采用扫描电子显微镜对试件断口进行观察,从微观角度对试验结果予以解释。 相似文献
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为了研究热时效过程中超临界水冷堆(SCWR)用候选包壳材料含铝奥氏体耐热钢(AFA)热时效组织和冲击性能的变化,对铝含量为2.5%的AFA钢在650℃进行了500~3000 h热时效处理。利用场发射扫描电镜对析出相及冲击断口进行观察,利用透射电镜对热时效试验钢中析出相的类型和结构进行研究。结果表明:试验钢的冲击韧性随时效时间延长而逐渐降低,试验钢断裂由韧窝断裂逐渐向韧窝断裂和解理断裂的混合断裂方式过渡。热时效过程中Laves相在晶界上析出以及γ’-Ni3Al相大量析出并粗化是AFA钢冲击韧性随时效时间延长而降低的主要原因。 相似文献
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在超临界水冷堆(SCWR)的设计中,运行温度、压力、燃耗和辐照损伤都非常高。本文结合堆内材料的运行环境,综合论述了对SCWR系统材料(燃料包壳材料和堆芯零部件结构)拟采用的Ni合金的理解,包括力学性能、腐蚀性能、应力腐蚀性能和辐照特征,并描述了可能的水化学技术,讨论了已有Ni合金的改性研究。基于现有的研究数据和分析,以及关于辐照下材料行为的可得信息表明,Ni合金具有较好的力学稳定性和抗氧化性能,但容易发生应力腐蚀开裂,受到中子辐照时会发生辐照脆化、肿胀和相的不稳定性,可用于辐照较少的部位;在辐照高的部位使用,尚需要开展更多的研究以评价其适应性。 相似文献
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研究了3种候选材料(347、HR3C和In-718)在650 ℃、25 MPa去离子水中的均匀腐蚀行为,使用场发射扫描电镜(FEG-SEM)和能谱(EDS)观察了不同腐蚀时间的表面氧化膜形貌与合金元素分布,使用掠入射X射线衍射(GIXRD)分析了氧化膜相结构。结果表明,3种材料腐蚀失重均符合抛物线规律,347的失重为HR3C和In 718的40倍以上;3种材料氧化膜均以Ni(Cr, Fe) 2O4为主,In-718点蚀严重,347氧化膜明显脱落,HR3C氧化膜较均匀致密;高温超临界水中,提高合金的Cr含量有助于增强均匀腐蚀性能,添加Nb有损合金的点蚀抗力。 相似文献
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在室温纯水、高温纯水及高温硼锂水环境下开展了316LN不锈钢在不同应变幅加载下的腐蚀实验研究,并获得了3种条件下的腐蚀疲劳寿命曲线。结果表明,316LN不锈钢在加载过程中出现了先硬化后软化现象,且随循环周次增加,应力峰值逐渐下降;高温纯水及高温硼锂水环境下材料的腐蚀疲劳性能下降,加速了材料的腐蚀疲劳失效;在高应变幅条件下高温的软化作用占主要影响,低应变幅条件下腐蚀作用占主要影响;试验后的样品断面上均可观察到疲劳辉纹、滑移变形带及二次裂纹,高温水腐蚀环境会加速裂纹扩展,加速疲劳失效。 相似文献
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超临界水冷堆燃料包壳管用低活性F/M钢的优化设计 总被引:1,自引:0,他引:1
应用热力学计算与实验验证,系统研究了Cr、W、C、Mn对高Cr低活性F/M(铁素体/马氏体)钢基体相及显微组织的影响规律,并在此基础上,对钢的组织和成分进行设计与优化,以适应超临界水系统对包壳材料的性能要求。研究表明:Cr是决定高Cr低活性实验钢中奥氏体Cr固溶量以及钢中是否出现铁素体的最重要影响因素;W和C对实验钢铁素体相的出现有显著影响,而Mn的影响相对较小;W对实验钢中Laves相出现的温度范围及数量具有显著影响,Laves相消失的临界温度随W量降低而降低;在不采用Co、Ni等奥氏体形成元素且不增加Mn量的情况下,通过调控W、C等含量,Cr含量≥11%的Cr-W-C-Mn系低活性F/M钢即可获得全马氏体组织。 相似文献
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堆芯材料是超临界水冷却反应堆(SCWR)能否实现的重要制约因素之一,而与其工作环境最为相近的当属超临界火电站(SCU)锅炉用材.本文对比分析了SCWR堆芯材料与SCU锅炉用材的力学性能、使用温度、工作介质等要求,提出SCU锅炉用材T23、T91、T122、316、TP347H(FG)、Super304H可作为SCWR堆芯候选材料. 相似文献
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液态铅铋共晶合金[liquid lead-bismuth eutectic,LBE,Pb44.5Bi55.5,%(质量分数)]具有优异的热工水力和中子学性能,是第四代液态金属冷却快堆最重要的冷却工质之一。但是,液态铅铋冷却快堆的主要候选材料包括铁素体/马氏体钢(如T91)和奥氏体不锈钢(如316L和15-15Ti)存在液态金属腐蚀问题,一定程度上阻碍了液态铅铋快堆工程化应用进度。本文综述了液态铅铋腐蚀的基本机制以及铁素体/马氏体钢和奥氏体不锈钢的液态铅铋腐蚀行为,总结了抑制液态铅铋腐蚀的主要方法,并展望了未来研究方向。 相似文献
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超临界水冷堆核热耦合计算研究 总被引:1,自引:1,他引:0
以美国超临界水堆(SCWR)设计为研究对象,开发超临界水堆的物理-热工耦合计算程序。该计算程序采用Dragon和Donjon直接耦合计算,提高计算精度和速度;并在功率迭代中引入松弛因子,通过部分迭代法解决传统迭代方法不收敛的问题。轴向温度和密度分布的计算结果验证了程序的有效性和准确性。 相似文献