我国合理润滑技术现状与发展策略

作为机械设备“血液”的润滑油是实现设备良好运转的关键,科学有效地开展设备润滑管理工作,能极大地降低企业的维护成本,提高设备的利用率和安全系数。水泥行业可根据自身的不同情况,综合考虑用油成本、设备寿命、维修价格等多方面的因素,合理选择适合自身设备等级的润滑油产品,从而大幅度提高企业的经济效益。     

反应堆压力容器用锻件不同规范取样位置的差异性

为提高核电设计、工艺、制造、质量管理等人员对ASME规范和RCC-M规范在压力容器大型锻件取样位置差异性的理解,通过分析其在反应堆压力容器锻件中不同取样位置和热处理厚度要求方面的差异,得出ASME规范是通过限制最大热处理厚度及加工余量来控制锻件热处理厚度,而RCC-M规范是通过锻件评定的方法来证明大型锻件的内部质量。不管采用哪种规范,取样位置必须具有代表性,其测定值能真正代表产品的性能,满足适用标准的要求。     

9Cr钢在超临界水条件下的腐蚀和腐蚀疲劳性能研究

采用片状试样和紧凑拉伸（CT）试样研究了改进型9Cr-MoVNb钢（T91）在脱气超临界水（SEW）中的腐蚀和腐蚀疲劳性能。试验压力为25MPa,试验温度分别为370℃和500℃,试验时间200h。对试验前后的试样进行称重,结果表明,暴露于500℃水中的试样表现为增重,而在370℃时则表现为失重。对暴露于两种条件下的试样进行了扫描电镜-电子能谱（SEM-EDX）、俄歇分析（AES）和X射线衍射（XRD）分析,结果表明,在SCW条件下,试样表面只发生氧化（形成氧化物）,而在亚临界条件下以阳极溶解为主。还测定了超临界和亚临界水环境中疲劳裂纹扩展速率（FCGR）,并与空气条件下的结果进行了对比,结果表明,在超临界和亚临界水环境下,合金的FCGR值都比空气条件下要高。最后从腐蚀和氧化的角度讨论了钢在超临界条件下的腐蚀疲劳行为。     

乙醇胺溶液中Inconel690合金微动磨损与腐蚀的交互作用

采用PLINT微动腐蚀试验机,位移幅值为100~200μm,法向载荷为20~80 N,频率为2 Hz,循环次数为10000次,在乙醇胺(ETA)溶液中对Inconel690合金进行了切向微动腐蚀试验。结果表明:微动腐蚀与磨损呈"负交互作用",其原因是表面膜和腐蚀产物组成的第三体层参与微动磨损过程,改变了摩擦接触界面状态;微动使自腐蚀电位负移,位移幅值增加,引起腐蚀速率增大;Inconel690合金在ETA溶液中的微动磨损机制主要表现为磨粒磨损和剥层的共同作用。     

煤矿企业合理润滑技术现状及其发展策略

作为机械设备“血液”的润滑油是实现设备良好运转的关键,科学有效地开展设备润滑管理工作,能极大地降低企业的维护成本,提高设备的利用率和安全系数.煤矿企业应根据自身的不同情况,综合考虑用油成本、设备寿命、维修价格等多方面的因素后,合理地选择适合自身设备等级的润滑油产品,大幅度提高经济效益.     

I-800合金微动磨损特性研究

使用PLINT微动磨损试验机研究了核电材料I-800合金在常温、法向载荷为50 N和80 N、位移幅值2~40 μm,圆柱交叉接触模式下的切向微动磨损特性.结果表明,在相同载荷下,随位移幅值增加,I-800合金微动运行经历了从部分滑移区向混合区和滑移区的规律性转变.混合区和滑移区的摩擦系数高于部分滑移区.部分滑移区微动磨损轻微,接触区域边缘的微滑区出现微裂纹;滑移区磨损严重,磨痕面积和磨损体积较大;混合区磨屑聚集滞留现象明显.I-800合金的微动磨损机制以摩擦氧化和磨粒磨损为主要特征.     

对RCC-M规范中奥氏体不锈钢晶间腐蚀试样状态和数量要求的分析

针对核电业内对RCC-M规范中奥氏体不锈钢的晶间腐蚀试样状态和数量存在的争议,文章从晶间腐蚀试验的原理、目的及规范自身的适用范围进行了分析,认为RCC-MSI620中的基准试样是指焊态试样、对于需要热处理的情况,试样的敏化处理是基于焊后热处理后再敏化。同时,RCCMSI600所要求的三类试样,均应预留相应的晶间腐蚀的对比试样,该要求是隐含的要求。     

3.5% NaCl溶液中Inconel 690合金微动腐蚀与磨损的交互作用特性

使用PLINT微动腐蚀试验机,位移幅值(D)为100~250μm,法向载荷(Fn)为20~80N,频率(f)为2 Hz,循环次数(N)为10 000次,在3.5%的NaCl溶液中进行了Inconel 690合金微动腐蚀试验。结果表明:微动腐蚀与磨损成正交互作用,腐蚀对磨损的促进量是交互作用量增加的主要部分;微动引起腐蚀电位负移,载荷和位移幅值增加均引起腐蚀电流及腐蚀速率增加;磨痕表面可观察到磨损与腐蚀共同作用及相互促进的形貌特征。Inconel 690合金在3.5%的NaCl溶液中的微动腐蚀机理主要是磨损腐蚀、剥层和磨粒磨损的递进及协同作用。     

316不锈钢长时总体一次薄膜应力强度许用值预测方法研究

General primary membrane stress (S_mt ) of material is the important parameter used for the mechanical analysis of high temperature reactor design, and the data of Smt at 300000 hours in the ASME code and RCC-MR code cannot meet the needs of long-life nuclear reactor design. Based on the data of allowable stress intensity (S_t), expected minimum stress-to-rupture (S_r ) and stress rupture factors (R ) at 300000 hours in the ASME code, the Smt at 500000 hours of 316 stainless steel base metal and weld required by long-life reactor design are obtained successfully by Larson-Miller extrapolation model.