Al对低中子吸收截面Ti-Zr-Nb高熵合金的微观结构和腐蚀行为的影响

针对Al对低中子吸收截面Ti-Zr-Nb系高熵合金的微观结构和腐蚀行为进行了研究。比较了不含Al和含15at%Al的Ti-Zr-Nb合金的相图、微观结构、氧化行为和腐蚀行为。相图计算结果表明,在熔点下Ti-Zr-Nb三元合金为bcc相,添加的Al会倾向于在合金中形成不同的金属间化合物,而缩小相图中bcc单相区的温度区。XRD和TEM结果表明,熔炼获得的Ti-Zr-Nb三元合金为简单的bcc结构,而Al会导致晶体结构转变为有序的B2结构。通过热重分析和高压釜试验对Ti-Zr-Nb系高熵合金的腐蚀行为进行了研究。结果表明,在腐蚀过程中,Ti-Zr-Nb三元合金的氧化膜容易发生剥落,而添加Al会提高氧化层的稳定性,但不会改变腐蚀氧化层的主要氧化物种类。通过计算反应速率常数和激活能对氧化动力学进行了研究,发现添加Al的Ti-Zr-Nb系合金的高温氧化性能与Zr合金接近。     

SCWR候选不锈钢的蠕变性能研究

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。     

Nb、Cu对新型高温锆合金α/β相变温度和腐蚀性能的影响

研究不同元素含量的Zr-Nb-Cu合金的显微组织和其在500℃、10.3 MPa过热蒸汽中的耐腐蚀性能,结果表明,在500℃、10.3 MPa过热蒸汽中,Zr- 1.0Nb-0.05Cu合金的耐腐蚀性能最好,其耐腐蚀性能远远优于Zr-4和N18合金.在Zr-Nb-Cu合金中形成富含Nb、Fe、Cr的第二相粒子,这是影响锆合金耐腐蚀性能的一个原因.Zr-Nb-Cu合金在差热扫描量热仪分析的升温过程中,腐蚀产生的氢化物溶解,温度达到氢致α/β相变温度(约550℃)时开始β相变.添加Nb可以降低合金发生氢致β相变的温度,而增加Cu含量,可以降低合金腐蚀时的吸氢量,同时也使合金的耐腐蚀性能得到明显的提高.     

锆合金原位离子辐照条件下的位错环演化研究

位错环演化是核用锆合金辐照组织演化的主要特征之一,对合金辐照后的力学性能（强度、塑性等）有着决定性的影响。目前,锆合金辐照位错环演化的实验研究主要基于离位中子或离子辐照,无法直接观察位错环的演化过程。为了更深入地理解锆合金辐照下的微观组织演化,本工作采用先进的原位离子辐照实验方法,实时观察Zr-2合金位错环的演化过程,揭示不同辐照损伤剂量和温度对演化过程的影响规律,并结合弥散障碍物硬化模型对合金的辐照硬化性能进行了评估,验证了原位离子辐照用于研究锆合金包壳材料辐照后位错环演化和力学性能评价的可行性和先进性。      

321-52M-690异种金属焊接接头的应力腐蚀开裂行为研究

采用慢应变速率拉伸(SSRT)和高温电化学相结合的方法,研究了外加电位对321-52M-690异种金属焊接接头在含Cl-高温高压水中应力腐蚀开裂(SCC)倾向的影响规律。结果表明,在300℃、50ppm Cl-环境下,焊接接头的SCC敏感性随电极电位(-700~+100mV)的升高而增大,且存在一个介于0~+50mV(vs.SHE)之间的临界电位Ecrit。当电极电位低于Ecrit时,焊接接头的SCC敏感性较小,SCC敏感性指数ISSRT基本在40%左右,断裂形式为外力主导的塑性开裂;当电极电位高于Ecrit时,ISSRT急剧增加至70%以上,断裂形式为腐蚀主导的脆性开裂。试样断裂位置均位于硬度最低的321母材处,表明在321/690异种金属焊接接头中321母材对SCC最为敏感,故进一步探讨了321不锈钢的应力腐蚀开裂行为和机理。     

基于滚动方式的颗粒流化数值模拟

磁控溅射法是制备金属涂层的优选方法,在对小颗粒微球进行镀膜时需要微球保持较高的流化状态。微球的流化状态受沉积室的结构参数和操作参数的影响。使用离散元软件DEMSLab对沉积室的内部结构、振动间隔、表面粗糙度、转动速度、搅拌球配比等因素进行了数值模拟计算。结果表明：三角板拼接的沉积室的搅拌效果优于圆筒沉积室;大球数量的增加有助于燃料微球的均匀分布;存在合理的转速和粗糙度,使得燃料微球的分布情况最佳。后续可进行设备参数和操作参数的多变量耦合研究,使沉积室内的颗粒分布均匀。     

超临界二氧化碳环境中600合金和304不锈钢的均匀腐蚀行为研究

为遴选可用于超临界二氧化碳核反应堆的结构材料,通过实验研究了应用于传统核反应堆中的两种合金（600合金和304不锈钢）在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,运用增重法评价了材料的腐蚀动力学规律,采用扫描电镜、能谱仪和Ｘ射线衍射仪分析了氧化膜形貌、结构和化学成分。结果表明,两种材料的腐蚀增重均服从抛物线生长规律,其中600合金的耐腐蚀性能优于304不锈钢;腐蚀500 h后,600合金表面氧化物厚度约为5 μm,主要成分为NiCr₂O₄,结构致密,具有保护性,其氧化膜及基体中均未发现明显渗碳行为;腐蚀500 h后,304不锈钢表面氧化膜可达约45 μm,为双层结构,外层为Fe₃O₄,内层为NiFeCrO₄,结构疏松,发生显著渗碳现象。本研究揭示了上述材料在超临界二氧化碳中的腐蚀机理,为超临界二氧化碳核反应堆结构材料的选择提供了数据支持。      

烧结成型的UO2陶瓷燃料微观力学性能研究进展

作为反应堆的核心,UO2陶瓷燃料的力学性能与其安全可靠性、经济性紧密相关,一直是国内外的研究热点。当前学者已针对未辐照UO2燃料开展了大量研究,结果表明,UO2燃料的力学性能受晶粒尺寸、晶体取向、气孔率、O/U比、应变量、掺杂相类型及掺杂量等多种因素影响,并且还与测试温度密切相关,但这些影响因素对其力学性能的耦合作用尚不清楚。近年来国外研究者还通过先进的纳米力学测试技术,对辐照后的UO2陶瓷燃料进行了研究,为其设计制备和寿期内性能预测提供了关键数据支撑。首先介绍了UO2微观力学性能研究手段,并对未辐照以及辐照后UO2陶瓷燃料微观力学性能研究进展进行了综述,总结了现有的不足并提出了后续研究的建议:在服役温度以及事故温度下对不同燃耗的UO2燃料开展研究,获得实际工况和事故工况下UO2燃料微观力学性能随燃耗的演变规律及机制,为燃料元件持续优化改进提供支撑。     

Texture Evolution and Dynamic Recrystallization of Zr-1Sn-0.3Nb-0.3Fe-0.1Cr Alloy During Hot Rolling

In the present work,the sheets of Zr-1Sn-0.3Nb-0.3Fe-0.1Cr alloy were hot rolled with different reductions(10%,30%,50%,and 60%) at 1023 K and 1073 K.The micro structure evolutions including grain micro structure,texture,and dislocation were investigated,using electron backscattering diffraction and transmission electron microscope.The results showed that dislocation slip,twinning,and dynamic recrystallization(DRX) were the main deformation mechanisms.DRX was found to be promoted by larger reduction and higher rolling temperature.The predominant texture formed during hot rolling was basal 0001//ND,whose intensity reached peak value after 30% reduction hot rolling.While the intensity of DRX texture 10-10//ND and1-210//ND increased with increasing reduction and temperature.This study provided an effective way to tailor the texture and microstructure of the alloy,for optimizing process parameters.