316L奥氏体不锈钢在高温水中的应力腐蚀

为了得到裂纹尖端应力强度因子(K)、塑性变形量及水化学对316L奥氏体不锈钢在核电厂高温高压水中应力腐蚀开裂(SCC)的影响规律,采用dK/dt和dK/da两种不同的降K方式,在含氧与含氢高温水中,研究了冷变形316L不锈钢应力腐蚀裂纹扩展速率(CGR)与K值的关系。结果表明:在高变形量和苛刻的腐蚀环境条件下,316L不锈钢的应力腐蚀CGR对K值的依赖性降低;同时,降K加载过程得到的CGR比恒K加载时的低。     

晶界碳化物和冷变形对600合金应力腐蚀开裂的影响规律

采用直流电位降(DCPD)在线监测方法研究了晶界碳化物和冷变形对600合金在高温水环境中应力腐蚀开裂(SCC)裂纹扩展速率的影响规律,并结合高分辨微观表征技术阐明了作用机理。结果表明：无冷变形时,晶界碳化物能通过阻挡裂纹向基体内部扩展和抑制晶界氧化而有效降低600合金的SCC敏感性;冷变形后,晶界残余应变和晶界碳化物周围产生的局部应变集中,促进了氧元素扩散、加速晶界氧化,进而加速裂纹扩展。     

热处理温度对(TiB+La_2O_3)/Ti复合材料的显微组织和力学性能的影响(英文)

采用熔铸法制备TiB短纤维和La_2O_3颗粒混杂增强的近a型钛基复合材料,并采用合适的热加工工艺将.其加工成板材。研究β热处理温度对原位自生(TiB+La_2O_3)/Ti复合材料的微观组织和力学性能的影响规律。采用OM和TEM研究钛基复合材料的微观组织,同时测试钛基复合材料的室温以及高温(923 K)拉伸性能。结果表明:随着β热处理温度的升高,原始β晶粒尺寸增大但是α集束的尺寸变小;室温拉伸强度随着β热处理温度的升高而提高,这主要是因为α集束尺寸随着β热处理温度的升高而降低;而高温拉伸强度则随着β热处理温度的升高而降低,这主要是由于原始β晶粒随着β热处理温度的升高而增大。     

高温高压水环境下位移幅值对690合金传热管切向微动磨损的影响EI北大核心CSCD

由于试验装置的限制,在模拟工程服役环境的高温高压水环境下对三代核电用690合金管/405不锈钢抗振条(AVB)的高频微动磨损研究存在不足,影响了对核电厂蒸汽发生器传热管结构完整性评价的有效性。在模拟压水堆核电厂二回路高温高压水环境下,以690合金传热管为研究对象,开展高频切向微动磨损试验。试验研究不同位移幅值(D=20、30、40、80、120μm)对690合金管微动磨损行为的影响。试验结束后,借助扫描电子显微镜、能谱仪和三维形貌仪对磨损区域进行形貌表征、能谱分析和磨损体积计算。试验结果表明:随着位移幅值的增加,磨损接触面积增大,磨损深度和磨损体积均增加,磨损加剧。当位移幅值较小时(D=20、30、40μm),磨屑不易排出接触面,多黏着在磨痕中心,磨损机制主要是黏着磨损;当位移幅值增加至80、120μm时,磨屑分布均匀,磨损机制向剥层磨损转变。随着磨损机制的转变,磨损率呈现先增加后降低的趋势,在D=80μm时,磨损率最大。通过更符合工程实际的高温高压水环境试验,对比了不同位移幅值下的传热管微动磨损性能,给出了磨损率随位移幅值变化的趋势,初步阐明了磨损机制,有利于核电装备的摩擦学性能提升,对核电厂690传热管的结构完整性评价有较好的指导作用。     

压水堆一回路主管道316L不锈钢的电化学腐蚀行为

通过中心复合设计试验法设计试验,结合动电位极化曲线和电化学阻抗谱的测量以及氧化膜形貌观察和成分测量,研究了温度(30~350℃)、Cl^-质量浓度(10~1000 μg·L^-1)和溶解氧质量浓度(0~200 μg·L^-1)3种因素对压水堆一回路主管道316L不锈钢电化学腐蚀性能的影响.结果表明:温度是影响316L不锈钢电化学腐蚀性能最显著的因素,温度越高,腐蚀电流密度越大,点蚀电位越低;Cl^-浓度和溶解氧浓度对316L不锈钢电化学腐蚀性能的影响与温度密切相关,温度较低时(T < 150℃),Cl^-浓度和溶解氧浓度均对316L腐蚀电流密度几乎无影响,但点蚀电位却随Cl^-浓度增加和溶解氧浓度的降低而降低;温度较高时,分别为T > 130℃和T > 150℃,Cl^-浓度和溶解氧浓度均对316L点蚀电位几乎无影响,但腐蚀电流密度却随Cl^-和溶解氧的浓度增加而显著增加,腐蚀加剧.电化学阻抗谱的测量和氧化膜形貌的观察也进一步验证了上述试验结果.     

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。      

含铝奥氏体耐热钢在超临界二氧化碳中的腐蚀行为

研究了20Cr-25Ni合金和一种新型结构材料含铝的奥氏体耐热钢(AFA钢)在600℃/20 MPa的超临界二氧化碳(S-CO₂)环境中的腐蚀行为,并对2种合金的氧化膜形貌、成分和结构进行分析。研究发现,20Cr-25Ni合金出现明显的腐蚀增重增长趋势,表现出“抛物线”上升规律;AFA钢腐蚀增重趋势缓慢,腐蚀1000 h后仅为2.11 mg/dm²。20Cr-25Ni合金表面出现粗大的氧化产物,随腐蚀时间延长,AFA钢的氧化膜始终保持致密、连续。通过氧化膜的截面形貌分析发现,20Cr-25Ni合金腐蚀后具有两层氧化膜结构,主要由Fe₃O₄和FeCr₂O4_氧化层以及少量尖晶石组成。而AFA钢中出现了3层氧化膜结构,中间和最内层分别为Cr₂O₃和Al₂O₃氧化膜,最外层分布了一层不连续的FeCr₂O₄尖晶石氧化物。由于形成了致密的...     

原位自生TiC与TiB增强钛基复合材料的组织和力学性能

通过真空自耗熔炼、锻造、退火等工艺制备得到不同含量原位自生Ti C、Ti B,以及Ti C+Ti B(体积比1∶1)钛基复合材料,研究了其显微组织、室温和高温(300℃)拉伸性能以及室温压缩性能,并分析了室温拉伸时Ti C和Ti B强化作用之间的耦合关系。结果表明:复合材料的基体组织为变形α组织,Ti C呈细小等轴状和略微粗大椭球状,Ti B呈短纤维状;当增强体总体积分数相同时,Ti C+Ti B的强化效果高于Ti C或Ti B的,且随着增强体体积分数的提高而增强,但复合材料的塑性明显下降;复合材料室温拉伸断裂方式主要是增强体的承载断裂,而高温拉伸时的断裂方式包括增强体的承载断裂和部分Ti B短纤维与基体的脱黏;室温拉伸时,Ti C与Ti B的强化作用与细晶强化作用间满足耦合系数1.5的叠加关系。     

表面粗糙度对800H合金在超临界水环境中腐蚀行为的影响

通过扫描电镜(SEM)、能谱仪(EDS)和电子背散射衍射(EBSD),研究了表面粗糙度对800H合金在650℃、25 MPa的超临界水环境中均匀腐蚀行为的影响.结果 表明:粗磨试样的腐蚀质量增加速率显著低于机械抛光试样的;浸泡1000 h后,机械抛光试样的腐蚀质量增加是粗磨试样的20倍.振动抛光试样表面生成外层富铁、内...