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11.
锆合金是核反应堆中用作核燃料包壳的重要结构材料,研究其在低真空环境下的初期氧化行为有助于认识锆合金的氧化机制。本工作将Zr-0.75Sn-0.35Fe-0.15Cr、Zr-0.75Sn-0.35Fe-0.15Cr-0.15Nb和Zr-1.5Sn-0.35Fe-0.15Cr(质量分数,%,下同)3种合金制成大晶粒样品,再用电解双喷制成透射电子显微镜(TEM)薄样品,并通过大晶粒TEM薄样品在真空度为3 Pa的真空管式炉中进行280和290℃的氧化实验来研究Sn和Nb对锆合金初期氧化行为的影响。结果表明:添加Nb或提高Sn含量均促进Zr-0.75Sn-0.35Fe-0.15Cr合金在低真空条件下280和290℃氧化初期ZrO_2晶粒的形核和长大。低真空条件下280℃/30 min氧化时,添加Nb会促进ZrO_2晶粒增大,而提高Sn含量使ZrO_2晶粒由球状变为短棒状。随着氧化温度升高(290℃/30 min),Zr-0.75Sn-0.35Fe-0.15Cr和Zr-1.5Sn-0.35Fe-0.15Cr合金表面ZrO_2晶粒出现长大现象,而Zr-0.75Sn-0.35Fe-0.15Cr-0.15Nb合金表面ZrO_2晶粒形核速率较快。  相似文献   
12.
失水事故(LOCA,Loss of coolant accident)下锆合金中原β-Zr层的力学性能对核安全具有重大意义,Nb作为锆合金中重要的合金元素对其有重要影响。本文运用分子动力学方法研究了Zr-xNb(x=0, 0.5, 1, 2.5; wt.%)合金在淬火过程中的相变行为和淬火后的拉伸行为,分析了Nb对其力学性能的作用机制。结果表明Nb淬火相变模拟过程产生了类似原β-Zr组织的层片状多晶,这种层片状多晶主要由fcc和hcp结构原子组成;多晶的bcc→fcc相变路径遵从Brain位相关系,bcc→hcp相变路径遵从P-S位相关系;在降温过程中,Nb的添加会降低bcc与hcp相的自由能之差,从而使得合金β→α+β相变温度降低;Zr、Zr-0.5Nb和Zr-1Nb合金模型中Nb促进了晶界处bcc相的生成,使得变形集中于晶界,导致晶界易发生断裂;而Zr-2.5Nb中,晶粒内部的Nb含量较高,易形成bcc相,从而协调变形,提高其塑性;此外Zr-2.5Nb中团簇呈弥散分布,这使得其整体强度得到提高。  相似文献   
13.
采用第一性原理计算和热力学方法,研究了 Zr-Sn-Nb合金氧化膜中典型氧化物m-ZrO2、t-ZrO2、t-SnO、t-SnO2、t-NbO2和m-Nb2O5的热稳定性,探讨了 O化学势以及腐蚀介质的温度和压力对氧化物稳定性的影响.结果表明:氧化物稳定性由强到弱的顺序为Zr氧化物、Nb氧化物和Sn氧化物,氧化膜中典型...  相似文献   
14.
腐蚀各向异性是锆合金腐蚀过程中需要重点关注的一个问题,对于研究锆合金腐蚀机理有着重要的意义。基于有限元方法模拟了500℃/10.3 MPa过热蒸汽中锆合金(11■0)取向晶粒及(0001)取向晶粒表面氧化膜的应力状态。模拟结果表明:结合金2种取向晶粒表面氧化膜的应力分布规律一致,呈梯度分布,在氧化膜厚度方向上,应力自氧化膜内表面向氧化膜外表面递减;氧化膜内应力随氧化膜厚度的增加均呈先减小再增加再减小的趋势,在氧化膜达到10Llm后,应力不再有明显的变化;尽管2种取向的晶粒表面氧化膜应力变化规律一致,但(11■0)取向晶粒及(0001)取向晶粒表面氧化膜应力大小及应力梯度存在明显的差异,这也是其耐腐蚀性能不同的原因之一。  相似文献   
15.
采用Thermal-Calc软件、金相显微镜、透射电子显微镜和显微硬度仪等试验设备,研究了T91钢经1 050℃固溶处理及550℃时效不同时间后显微组织及力学性能的变化。结果表明,时效初期,随着时效时间的延长,析出相的尺寸增大且数量增多,马氏体发生回复,亚晶界合并粗化,导致T91钢的硬度下降;时效后的T91钢,其析出相尺寸细小、种类较多。MX型析出相主要在晶界和基体内析出,随着时效时间的延长其尺寸变化不大;M_2X型析出相呈针状,属于亚稳相,主要在时效早期析出;M_(23)C_6碳化物呈"包夹"式结构,富Fe、Cr、V、Ti等元素,随着时效时间的延长其尺寸增大,中间贫Cr、Fe元素区域缩小,形状逐渐由椭圆形变成圆形。  相似文献   
16.
为了预测长期锂化壁处理工艺对第一壁材料——钨的影响,本工作采用第一性原理计算,探讨锂、氦杂质原子在金属钨中的行为及其对钨金属材料力学和热力学性质的影响。计算结果表明,单一锂原子在钨晶体中倾向于占据替代位置,该替代锂原子和位于间隙位置的氦或其他锂原子之间皆存在较强的正结合能,而且当多个间隙氦或锂原子聚集在替代锂原子周围时,体系仍然具有正结合能。对钨晶体含有锂或氦多原子聚集体力学性能(体弹模量、剪切模量、杨氏模量、泊松比、柯西压力)的计算结果表明,锂或氦多原子聚集体的出现将导致钨材料的力学强度降低,韧(展)性提高。采用准简谐Debye模型对含有锂或氦多原子聚集体的钨材料的吉布斯自由能、等容热容、熵等热力学性质的计算结果表明,锂或氦多原子聚集体的出现也将导致钨金属体系的热力学性质发生变化,这将对钨金属材料的温度分布、杂质浓度等产生一定的影响。  相似文献   
17.
通过熔炼、热轧、冷轧和退火等工艺制备了Zr-0.75Sn-1Nb-0.35Fe-0.15Cr(wt.%)合金板状样品,采用静电加速器在300 ℃下对样品进行注量为1.02×1015和5.1×1015 ions/cm2(对应辐照损伤剂量分别为1和5 dpa)的Ar+辐照,然后将未辐照和辐照样品置于360 ℃/18.6 MPa/0.01 M LiOH水溶液中腐蚀90 d,利用扫描电子显微镜和透射电子显微镜表征分析了辐照前后合金基体显微组织和腐蚀后氧化膜截面显微组织。结果表明,辐照前Zr-0.75Sn-1Nb-0.35Fe-0.15Cr合金为完全再结晶组织,晶粒呈等轴晶,第二相主要为fcc和hcp结构的Zr(Fe,Cr,Nb)2,尺寸主要在50~100 nm范围内;辐照后,合金内形成了型位错环,第二相发生了完全非晶化,但未发现第二相中元素向基体扩散现象。腐蚀90 d后,辐照样品的氧化膜厚度小于未辐照样品,说明Ar+辐照在一定程度上降低了合金腐蚀初期的腐蚀速率。分析认为,Ar+辐照能延缓氧化膜显微组织的演化,降低氧化膜中的等轴晶占比和裂纹数量,同时辐照诱导的非晶化第二相的氧化更慢,使氧化膜更具保护性,从而降低合金腐蚀速率。  相似文献   
18.
锆合金在失水事故(Loss of Coolant Accident, LOCA)下的高温蒸汽氧化行为是需要重点关注的问题之一。本文熔炼了Zr-xNb(x=0.5、1.0、1.5,wt.%)合金和Zr-1Nb-yCr(y=0.05、0.2)合金并制备成板状样品。采用同步热分析仪研究了5种锆合金在模拟LOCA工况下900~1200 ℃蒸汽中的氧化行为,利用金相显微镜观察分析了氧化样品横截面的显微组织,使用显微硬度仪研究了氧化前后样品的显微硬度。结果显示:在900~1100 ℃蒸汽中氧化时,Zr-xNb合金的抗高温蒸汽氧化性能不随Nb含量变化呈单一变化规律,且随温度升高发生变化,添加Cr使Zr-1Nb合金的抗高温蒸汽氧化性能变差,且影响复杂,不随Cr含量的增加呈单一变化规律;在1200 ℃蒸汽中氧化时,添加Nb和Cr对锆合金的抗高温蒸汽氧化性能影响不大;5种合金的氧化动力学规律随温度升高发生变化,总体由抛物线→直线规律转变,还会发生多次转折。从O在Zr基体中的固溶含量以及Zr基体α?β和氧化膜单斜(m)?四方(t)相变的角度探讨了Nb和Cr影响锆合金高温蒸汽氧化行为的机理。  相似文献   
19.
为探究Fe对核燃料包壳锆合金抗高温蒸汽氧化性能的影响,利用配置蒸汽发生器的同步热分析仪模拟失水事故(LOCA)下的高温蒸汽氧化环境,对Zr-1Nb-xFe(x=0、0.05、0.2、0.4,质量分数,%)合金进行了800~1200℃下恒温3600 s的高温蒸汽氧化行为研究。采用金相显微镜、Vickers硬度仪观察分析了氧化前后样品横截面的显微组织和硬度。结果表明,在800~1100℃蒸汽中氧化时,添加Fe使Zr-1Nb合金的抗高温蒸汽氧化性能变差,且影响复杂,不随Fe含量的增加呈单一变化规律;在1200℃蒸汽中氧化时,添加Fe对Zr-1Nb合金的抗高温蒸汽氧化性能影响甚微;随氧化温度升高,4种合金的氧化动力学规律发生变化,总体由抛物线→直线规律转变,还会发生多次转折,这与锆合金基体的α?β和氧化膜的单斜(m)?四方(t)相变过程密切相关。  相似文献   
20.
Nb第二相在含Nb锆合金中普遍存在,其在锆合金氧化膜中的氧化产物主要为Nb_2O_5。Nb_2O_5与氧化锆的弹性模量、热膨胀系数等不同,会引起第二相与氧化膜晶格失配,从而对氧化膜内应力产生影响。基于有限元方法,研究了高温高压条件下锆合金氧化膜中不同尺寸的Nb_2O_5颗粒对氧化膜应力场的影响。结果表明:Nb_2O_5颗粒附近氧化膜产生了应力集中现象,应力集中区的范围随着Nb_2O_5颗粒尺寸的增大而增大,这些区域容易产生缺陷,导致氧化膜内出现微裂纹。  相似文献   
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