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ISSN 0412-1961
CN 21-1139/TG
创刊于 1956 年 (月刊)
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  2011年, 第47卷, 第7期 刊出日期:2011-07-11 上一期    下一期
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综述
核电站关键材料在微纳米尺度上的环境损伤行为研究------进展与趋势
韩恩厚
金属学报. 2011, 47 (7): 769-776.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00441
摘要   PDF (2328KB)
分析了核电站用关键金属材料的损伤行为的研究现状, 叙述了近期的主要进展: 腐蚀电化学动力学、晶界上的优先氧化及由此导致的晶界强度降低、材料内部特殊晶界改善耐腐蚀性能、尖锐的应力腐蚀裂纹形状、纳米尺度原子团簇的形成及其对性能的影响等. 在此基础上指出, 在高温高压水中工作的核电站关键材料的环境损伤的研究趋势和主要问题包括: 材料在高温高压水中的腐蚀电化学动力学, 特别是杂质离子对腐蚀微观过程的影响; 表面膜和材料表层在微纳米尺度上的微观结构、物理性质、力学性质、化学性质和表面膜的再钝化行为, 特别是离子在表面膜和材料表层的传输过程; 微纳米尺度上材料初始加工表层、水化学参数对应力腐蚀裂纹孕育的影响, 以及穿晶应力腐蚀开裂的机理; 材料微观损伤研究结果与工程应用的结合等. 研究这些材料的环境行为需要精确控制研究状态和环境条件, 因此, 发展先进的的核电环境模拟技术和研究手段是获得核电站准确损伤行为的关键.
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核反应堆压力容器的辐照脆化与延寿评估
吕铮
金属学报. 2011, 47 (7): 777-783.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00265
摘要   PDF (925KB)
核反应堆中辐照导致压力容器钢脆化使韧脆转变温度(DBTT)升高, 从而危及压力容器安全运行, 最终导致反应堆寿命终止. 本文简要介绍了压力容器钢辐照脆化机制、在役反应堆的安全性监测、模拟预测DBTT的升高和反应堆延寿评估.
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论文
流动加速腐蚀引起的管壁减薄分析及验证
Masanori Naitoh 陈耀东 Shunsuke Uchida Hidetoshi Okada
金属学报. 2011, 47 (7): 784-789.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00312
摘要   PDF (2222KB)
针对危害电站安全运行的流动加速腐蚀(FAC)现象, 结合专用分析程序包DRAWTHREE的模型和结构, 阐明了FAC的发生机理及其决定性因素, 提出了用于评估FAC和管壁减薄速率的方法和步骤, 并将上述程序分析结果与实验及电厂实际测量数据进行了比较, 结果吻合较好. 最后给出了用于缓解FAC的一些措施.
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核级不锈钢高温水腐蚀疲劳机制及环境疲劳设计模型
吴欣强 徐松 韩恩厚 柯伟
金属学报. 2011, 47 (7): 790-796.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00162
摘要   PDF (1482KB)
通过模拟核电高温高压循环水腐蚀疲劳实验, 研究了国产核级不锈钢的环境疲劳损伤行为与失效机制; 评价了影响不锈钢高温高压水疲劳寿命的环境和载荷等因素, 建立了一个植入环境损伤效应的疲劳设计模型, 给出了便于工程应用的核级不锈钢的环境疲劳设计曲线.
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异材焊接件A508/52M/316L在高温水环境中的应力腐蚀破裂
李光福 李冠军 方可伟 彭君 杨武 张茂龙 孙志远
金属学报. 2011, 47 (7): 797-803.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00316
摘要   PDF (1514KB)
采用慢应变速率实验(SSRT)方法, 研究了先进的异材焊接件A508/52M/316L在模拟压水堆一回路290 ℃高温水环境中的应力腐蚀破裂(SCC)特性. 实验在-780 mV至+200 mV范围的电位下进行, 模拟一回路水化学从低O含H的理想低电位状态到溶解O$_{2}$明显超标的高电位状态的服役环境. 该焊接件显微组织和化学成分分布较复杂, 显著的变化发生在A508/52M和52M/316L 2个界面附近. 在SSRT拉伸试样的典型位置处加工了同样尺寸的尖锐缺口, 以模拟应力集中和加速实验, 并比较这些典型位置的SCC 敏感性. 结果表明, 当电位位于-780 mV至-300 mV范围时, SSRT试样总是以韧性断裂形式在镍基合金焊缝中部发生断裂. 当电位升到-200 mV至+200 mV范围时, 试样发生显著的SCC脆断, A508/52M界面区周围是该焊接件最脆弱的部位, 在该界面和附近的A508热影响区发生穿晶应力腐蚀破裂(TGSCC), 在紧邻界面的镍基合金焊缝薄层发生沿晶应力腐蚀破裂(IGSCC). 讨论了破裂机理和实验结果的工程意义.
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粒状腐蚀产物在管道中的沉积机理
姚军 Michael Fairweather 李宁
金属学报. 2011, 47 (7): 804-808.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00323
摘要   PDF (1025KB)
利用大涡模拟方法和Lagrangian方法研究了腐蚀产物(颗粒)在核反应堆冷却回路管道中的沉积现象(Reynolds数2.5×105). 利用Lagrangian方法跟踪颗粒轨迹, 颗粒运动方程中包含牵引力、升力、浮力和重力. 流体和颗粒是单相耦合, 计算中忽略颗粒--颗粒间碰撞. 流场计算结果与实验数据以及直接数值模拟计算结果吻合良好. 计算结果显示, 小颗粒趋于沉积在管道中心处, 而大颗粒趋于沉积在管道边缘, 这种趋势随颗粒粒径增大而加强. 在近管道底部区域, 颗粒沉积分布密度随颗粒粒径的增大而提高, 小颗粒在底部分布均匀, 而大颗粒在流向速度低速区聚集.
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硼酸缓冲溶液中Cl-浓度和温度对690合金腐蚀行为的影响
黄发 王俭秋 韩恩厚 柯伟
金属学报. 2011, 47 (7): 809-815.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00212
摘要   PDF (1426KB)
在硼酸缓冲溶液中, 采用动电位极化、电化学阻抗谱(EIS)和半导体电容分析方法分别研究了Cl-浓度(0.5-2 mol/L)和溶液温度(25-80 ℃)对690合金腐蚀行为的影响, 并结合AFM, XPS及电位-pH图分析了钝化膜层的腐蚀产物. 结果表明, 不同Cl-浓度和温度的溶液中, 690合金均表现出沿晶腐蚀和二次钝化的特征. Cl-浓度和溶液温度的提高均使 690合金的自腐蚀电位下降, 腐蚀电流密度增大, 同时温度的升高还使690合金的点蚀电位降低, 钝化区间变窄. 恒电位极化相同时间, 低电位的钝化区内的腐蚀产物主要为Cr, Fe 的氧化物和Ni(OH)2, 钝化膜较薄且致密性好, 体现n型与p型共存的特征. 高电位的钝化区内的腐蚀产物主要为Ni2O3, 钝化膜较厚但致密性差, 体现n型半导体特征.
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N含量对690合金显微组织和室温力学性能的影响
李硕 陈波 马颖澈 高明 刘奎
金属学报. 2011, 47 (7): 816-822.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00158
摘要   PDF (1292KB)
相同热处理后不同N含量Inconel 690合金(Ni-30Cr-10Fe-xN (x=0.001, 0.011, 0.018, 0.030, 质量分数, %))晶界M23C6析出形貌和Cr贫化存在明显差异, N在晶界有明显偏聚行为. 随着N含量的增加, TiN析出量和退火孪晶增多, TT处理后晶界析出的碳化物细小而离散, 晶界Cr贫化得到改善. 室温拉伸结果表明, N含量由0.001%增加到0.030%时, 合金室温屈服强度和抗拉强度均提高约 50 MPa, 而延伸率和断面收缩率仅稍有降低. 含N合金断裂方式均为韧性断裂, 韧窝尺寸随N含量增加而减小.
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打磨态690TT合金经不同时间浸泡后表面氧化膜结构分析
张志明 王俭秋 韩恩厚 柯伟
金属学报. 2011, 47 (7): 823-830.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00206
摘要   PDF (1610KB)
利用多种分析手段深入分析了打磨处理的690TT合金在模拟压水堆一回路高温高压水环境中经不同时间浸泡后表面生长的氧化膜的微观结构. 结果表明, 从短期氧化到长期氧化, 氧化膜表面形貌变化不明显; 氧化膜主要由尖晶石结构的氧化物和单质Ni构成. 浸泡96和1440 h后, 氧化膜主要由富含Cr的氧化物构成. 浸泡720, 1440和2160 h后, 氧化膜均由外层、中间层和内层构成: 外层是分散的富含Ni和Fe的尖晶石结构的大颗粒氧化物; 中间层是致密的富含Cr的尖晶石结构的小颗粒氧化物; 内层是均匀连续的富含Cr的氧化物. 中间层和内层氧化物能对基体起到良好的保护作用; 随着氧化时间的延长, 保护层的平均生长速率逐渐降低. 打磨处理促进了690TT合金表面保护性氧化膜的生长.
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电解抛光态690TT合金经不同时间浸泡后表面氧化膜结构分析
张志明 王俭秋 韩恩厚 柯伟
金属学报. 2011, 47 (7): 831-838.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00300
摘要   PDF (1624KB)
利用AFM, SEM, TEM, EDS及XPS分析了电解抛光处理690TT合金在含B和Li, 充 H2的高温高压水溶液中经不同时间浸泡后表面生长氧化膜的微观结构. 结果表明, 从短期氧化到长期氧化, 氧化膜表面形貌变化不明显; 氧化膜主要由具有尖晶石结构的氧化物和单质Ni构成. 浸泡720, 1440和2160 h后, 氧化膜均由外层、中间层和内层构成: 外层是分散的富含Ni和Fe的尖晶石结构的大颗粒氧化物; 中间层是疏松的富含Ni的尖晶石结构的针状氧化物; 内层是连续致密的富Cr氧化物. 仅氧化膜中的内层氧化物能对基体起到良好的保护作用. 电解抛光处理不利于690TT合金表面保护性氧化膜的快速生长. 浸泡至2160 h后, 氧化膜依然缺乏保护性, 内层氧化膜的平均生长速率并未显著降低.
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690TT合金划痕显微组织及划伤诱发的应力腐蚀
孟凡江 王俭秋 韩恩厚 庄子哲雄 柯伟
金属学报. 2011, 47 (7): 839-846.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00213
摘要   PDF (1761KB)
测试表明, 690TT合金划痕周围形成了加工硬化区, 范围可达100 μm. TEM及EBSD-OIM组织观察发现, 划痕沟槽处的基体组织出现了一定程度的纳米化. 在330 ℃碱溶液中的浸泡实验表明, 划伤诱发了690TT合金应力腐蚀裂纹的萌生和扩展, 划伤过程中形成的变形晶界、孪晶界以及产生的微观裂纹成为应力腐蚀裂纹优先萌生的位置. Pb的存在使氧化膜变得疏松, 加速了基体的溶解和氧化. 随着溶液中Pb含量的增加, 划伤诱发的应力腐蚀裂纹长度随之增加. 690TT合金表面划伤严重降低了材料抵抗应力腐蚀开裂的能力.
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TiN夹杂物对690合金管在高温高压水中的腐蚀和应力腐蚀行为的影响
郦晓慧 黄发 王俭秋 韩恩厚 柯伟
金属学报. 2011, 47 (7): 847-852.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00205
摘要   PDF (1266KB)
利用TEM和SEM观察了690合金管中TiN夹杂物的存在形式及其分布状态, 通过高温高压电化学实验和应力腐蚀浸泡实验研究了690合金管在高温高压水溶液中的腐蚀和应力腐蚀行为. TiN是690合金管中一种主要的夹杂物, 随机分布在奥氏体基体中. 模拟压水堆核电站一回路水化学条件的高温高压电化学实验及能谱测试表明, 点蚀优先发生在690合金管中含Ti夹杂物处. 高温高压含Pb碱溶液中的应力腐蚀浸泡实验显示, 690合金管表面的TiN和基体结合处的基体侧是优先发生腐蚀的位置, 分布在晶界上的TiN和基体结合处发生腐蚀后容易导致局部应力集中, 从而诱发沿晶应力腐蚀开裂.
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镍基690合金中晶界碳化物析出的研究
李慧 夏爽 周邦新 彭剑超
金属学报. 2011, 47 (7): 853-858.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00197
摘要   PDF (1084KB)
利用HRTEM, SEM和EBSD技术研究了固溶处理后镍基690合金在715 ℃时效时晶界处析出碳化物的形貌及与基体的取向关系. 结果表明, 碳化物在晶界处于高指数晶体学面的一侧晶粒中析出, 并与此侧晶粒具有共格的取向关系. 但是碳化物会向无共格取向关系一侧晶粒生长更快一些, 碳化物向两侧晶粒生长速度的不同导致晶界附近Cr浓度曲线不对称, 并且使晶界附近两侧晶粒的耐腐蚀能力不同.
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690合金原始晶粒尺寸对晶界工程处理后晶界网络的影响
刘廷光 夏爽 李慧 周邦新 陈文觉
金属学报. 2011, 47 (7): 859-864.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00196
摘要   PDF (1300KB)
利用电子背散射衍射(EBSD)和取向成像显微分析技术(OIM)研究了690合金原始晶粒尺寸对晶界工程(GBE)处理后晶界特征分布(GBCD)的影响. 结果表明, 原始晶粒尺寸对GBE处理提高低ΣCSL晶界比例及控制晶界网络分布有明显的影响. 在最终退火工艺相同时, 根据不同的原始晶粒尺寸, 在GBE处理中需要采用不同的冷变形量, 才能够获得最佳的晶界网络分布. 可以利用参数“晶粒平均应变量”来表达原始晶粒尺寸和冷变形量共同影响GBE处理效果的综合作用.
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添加Nb对Zr-4合金在500 ℃过热蒸汽中耐腐蚀性能的影响
姚美意 李士炉 张欣 彭剑超 周邦新 赵旭山 沈剑韵
金属学报. 2011, 47 (7): 865-871.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00106
摘要   PDF (1073KB)
用高压釜腐蚀实验研究了在Zr-4合金成分基础上添加0.1\%-0.3\%(质量分数)Nb的合金在500 ℃/10.3 MPa过热蒸汽中的耐腐蚀性能, 用TEM和SEM分别观察了合金的显微组织和氧化膜断口形貌. 结果表明, 合金在500 ℃/10.3 MPa过热蒸汽中腐蚀500 h均未出现疖状腐蚀, 完全抑制了疖状腐蚀的产生, 这与Nb在α-Zr中的固溶量较大有关, 固溶在α-Zr中的Nb能抑制疖状腐蚀斑的形核, 提高耐疖状腐蚀性能; 合金耐均匀腐蚀性能随着Nb含量的增加而降低, 这与Nb的添加降低了固溶在 α-Zr中的(Fe+Cr)含量有关, 也与Zr(Fe, Cr, Nb)2第二相的析出有关, 这2种因素都会加快氧化膜显微组织在腐蚀过程中的演化, 促进孔隙和微裂纹的形成.
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Cu含量对Zr-0.80Sn-0.34Nb-0.39Fe-0.10Cr-xCu合金在500 ℃过热蒸汽中耐腐蚀性能的影响
姚美意 张宇 李士炉 张欣 周军 周邦新
金属学报. 2011, 47 (7): 872-876.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00236
摘要   PDF (860KB)
采用静态高压釜腐蚀实验研究了Zr-0.80Sn-0.34Nb-0.39Fe-0.1Cr-xCu(x=0.05-0.5, 质量分数, %)合金在500 ℃, 10.3 MPa过热蒸汽中的耐腐蚀性能, 利用TEM观察了合金的显微组织. 结果表明: 添加(0.05-0.5)Cu对合金在500 ℃过热蒸汽中的耐腐蚀性能影响不大. 当x≦0.2时, 合金中的第二相主要为 hcp结构的Zr(Fe, Cr, Nb)2和含Cu的正交结构的Zr3Fe; 当x>0.2时, 除了Zr(Fe, Cr, Nb)2和含Cu的Zr3Fe外, 还有四方结构的Zr2Cu析出. Zr(Fe, Cr, Nb)2比较细小, 而含Cu第二相的尺寸较大. 即使在添加0.05Cu的合金中也有含Cu第二相析出, 说明Cu在该合金α-Zr基体中的固溶量很低. 因此, 添加(0.05-0.5)Cu对该合金在500 ℃过热蒸汽中的耐腐蚀性能影响不大的原因可能与固溶在α-Zr基体中的 Cu含量低有关.
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Cu对Zr-2.5Nb合金在500 ℃/10.3 MPa过热蒸汽中腐蚀行为的影响
李强 梁雪 彭剑超 余康 姚美意 周邦新
金属学报. 2011, 47 (7): 877-881.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00275
摘要   PDF (990KB)
添加微量合金元素Cu的Zr-2.5Nb-xCu (x=0.2, 0.5, 质量分数, %)合金样品, 经β相水淬、冷轧变形及580 ℃, 50 h和620 ℃, 2 h退火处理, 在静态高压釜中进行500 ℃/10.3 MPa的过热蒸汽腐蚀实验. 利用SEM和TEM研究了氧化膜截面的显微组织. 结果表明, 添加少量Cu可以提高Zr-2.5Nb合金的耐腐蚀性能; 合金的耐腐蚀性能与氧化膜中的柱状晶的生长及形态有关, 添加合金元素Cu有利于提高锆合金氧化膜中柱状晶比例, 并使柱状晶尺寸增大且排列有序, 从而提高锆合金的耐腐蚀性能.
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Zr(Fex, Cr1-x)2合金在400 ℃过热蒸汽中的腐蚀行为
曹潇潇 姚美意 彭剑超 周邦新
金属学报. 2011, 47 (7): 882-886.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00251
摘要   PDF (1164KB)
用真空非自耗电弧炉熔炼了3种与锆合金中常见第二相粒子成分相同的合金Zr(Fex, Cr1-x)2 (x=1, 2/3, 1/3), 研究锆合金中第二相粒子的腐蚀行为. 第二相合金的粉末在高压釜中经400 ℃/10.3 MPa过热蒸汽腐蚀不同时间后, 利用XRD和能量过滤TEM对腐蚀产物进行了物相分析, 结果表明: Cr对第二相合金的氧化速率有很大的影响, 增加Cr含量可以提高第二相合金的耐腐蚀性能; 由于Fe和Cr在ZrO2中的固溶度极低, 第二相合金被腐蚀形成ZrO2时, Fe和Cr被排出并形成α-Fe(Cr)和 γ-Fe(Cr), 最终腐蚀生成(Fe, Cr)3O4. 不同成分第二相合金的腐蚀行为不同, 会对锆合金氧化膜的显微组织演化产生不同的影响, 因而也对锆合金的耐腐蚀性能产生不同的影响.
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Zr-4合金腐蚀初期氧化膜的显微组织研究
杜晨曦 彭剑超 李慧 周邦新
金属学报. 2011, 47 (7): 887-892.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00176
摘要   PDF (1135KB)
用Zr-4合金的大晶粒样品在360 ℃/18.6 MPa的0.01 mol/L LiOH水溶液中进行5 h的腐蚀实验, 借助SEM, EBSD和HRTEM等分析方法, 研究了腐蚀初期氧化膜生长的各向异性、显微组织和氧化物结构. 氧化膜的厚度因基体表面晶粒取向不同而有差异 (376-455 nm), 在基面(0001)和棱柱面(0110)附近晶面上生长的氧化膜最厚; 氧化膜由单斜、立方和四方结构的氧化物组成; 氧化膜的结构和晶粒取向分布也随基体晶粒取向不同而存在差异, 在(0001)附近晶面上生成的氧化膜中氧化物结构种类较多、晶粒取向差别较大, 这种氧化膜的显微组织在腐蚀过程中可促使氧化膜更快生长.
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Zr-2.5Nb合金中β-Nb相的氧化过程
李强 梁雪 彭剑超 刘仁多 余康 周邦新
金属学报. 2011, 47 (7): 893-898.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00276
摘要   PDF (1301KB)
Zr-2.5Nb合金经β相水淬、冷轧变形及580 ℃, 50 h退火处理, 在静态高压釜中进行500 ℃/10.3 MPa 的过热蒸汽腐蚀实验. HRTEM观测表明, 580 ℃, 50 h退火处理的锆合金析出了颗粒细小(<100 nm)的β-Nb第二相, 其数量较多, 分布较均匀. β-Nb相的氧化速率比锆合金基体缓慢, 在氧化过程中首先生成NbO2, 呈现晶态和非晶态的混合组织, 然后转变成非晶态占主导的氧化物, 最后流失到腐蚀介质中.
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β相水淬对Zr-4合金在LiOH水溶液中耐腐蚀性能的影响
沈月锋 姚美意 张欣 李强 周邦新 赵文金
金属学报. 2011, 47 (7): 899-904.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00233
摘要   PDF (1220KB)
采用β相水淬处理后再经480-600 ℃保温2-200 h的工艺, 研究了β相水淬对Zr-4合金在 360℃/18.6 MPa和0.01 mol/L LiOH水溶液中腐蚀行为的影响; 用TEM和HRSEM分别观察了合金的显微组织和氧化膜断口形貌. 结果表明: β相水淬时控制合适的冷却速率, 避免残留β-Zr的生成, 提高固溶在α-Zr基体中Fe和Cr含量, Zr-4合金也可获得与Zr-Sn-Nb合金一样优良的耐腐蚀性能. 但当β相水淬速率过快时, 由于残留β-Zr的存在使Zr-4合金的耐腐蚀性能降低; 而随后进行 480-600 ℃退火处理, 随着退火温度的升高和退火时间的延长, β相水淬快冷样品的耐腐蚀性能得到明显改善, 这主要与残留β-Zr的分解有关.
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RPV模拟钢中纳米富Cu相的析出和结构演化研究
徐刚 楚大锋 蔡琳玲 周邦新 王伟 彭剑超
金属学报. 2011, 47 (7): 905-911.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00178
摘要   PDF (1350KB)
提高了Cu含量的核反应堆压力容器(RPV)模拟钢经过880 ℃水淬和660 ℃调质处理后, 在370℃时效6000 h, 利用HRTEM, EDS和原子探针层析(APT)方法研究了纳米富Cu相的析出过程和晶体结构演化. 观察到Cu原子在α-Fe基体的{110}晶面上以3层为周期发生偏聚, 并产生了很大的内应力使晶格发生畸变, 这是富Cu相析出时的形核过程; 随着Cu含量的增加和富Cu区的扩大, 内应力也随着增大, 富Cu区沿着α-Fe基体的\{110\}晶面发生切变, 形成了ABC/BCA/CAB/ABC排列的多孪晶9R结构; Cu含量继续增加, 富Cu相最终转变为fcc结构. 富Cu相的尺寸在1-8 nm范围内, 数量密度为0.71×1023 m-3. 富Cu相中还含有3%-8%(质量分数)的Ni和Mn, 并且在相界面上发生偏聚, 从而抑制了富Cu相的长大.
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退火态12Cr13不锈钢显微组织及其对冲击韧性的影响
郝宪朝 高明 张龙 赵秀娟 刘奎
金属学报. 2011, 47 (7): 912-916.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00159
摘要   PDF (1122KB)
利用OM和SEM研究了核反应堆驱动机构用12Cr13不锈钢的组织特征, 分析了退火态组织中碳化物形貌及其对冲击韧性的影响. 实验结果表明, 碳化物形貌是决定不锈钢冲击韧性的关键因素. 分布在原马氏体晶粒内、尺寸细小、分布均匀的颗粒状碳化物可显著改善12Cr13的冲击性能; 而分布在晶界上的块状和条状碳化物, 以及铁素体晶粒内随机分布的大颗粒状碳化物, 则严重恶化不锈钢的冲击韧性. 退火温度对碳化物析出和分布具有较大影响, 当退火处理温度由760 ℃升高到860 ℃时, 碳化物尺寸增大, 使得12Cr13不锈钢的冲击功由151 J降低到106 J; 当碳化物完全消失且呈块状或条状分布时, 不锈钢冲击功降低至5 J.
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CLAM钢在600 ℃长期时效过程中的组织与性能变化
杨春光 严伟 王威 单以银 杨柯 吴宜灿
金属学报. 2011, 47 (7): 917-920.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00156
摘要   PDF (806KB)
研究了CLAM钢在600 ℃时效1100 和3000 h后的显微组织与力学性能变化. 结果表明, 随着时效时间的延长, CLAM钢中析出相的数量逐渐增多, 尺寸增大. 时效1100 h时, CLAM钢的强度略有提高; 时效至3000 h时, CLAM钢强度又有所降低. 与原始热处理态相比, 时效1100 h后CLAM钢的韧脆转变温度升高, 但时效时间延长到3000 h时, 韧脆转变温度又降低到原始热处理态水平. 根据钢中析出相在时效过程中的析出和粗化行为, 解释了CLAM钢时效不同时间后强度、冲击韧性和韧脆转变温度的变化, 同时还指出钢中较低的W含量可以有效延缓钢中Laves相的析出.
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核电叶轮用双相不锈钢热处理工艺研究
梁田 康秀红 胡小强 李殿中
金属学报. 2011, 47 (7): 921-926.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00165
摘要   PDF (1243KB)
针对核电海水循环泵叶轮用双相不锈钢材料, 研究了不同时效温度、时间及固溶后不同冷却速率对双相不锈钢组织和力学性能的影响,结果表明, 在800-850 ℃保温5 min或冷却速率低于7.5 ℃/min时, 材料的冲击韧性和延伸率急剧下降. OM, SEM和冲击断口观察及XRD分析证实, σ相的析出对力学性能有破坏性影响, 且随着时效时间的延长, σ相变得粗大, 析出位置从 γ/δ相界扩展到整个δ相.
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闭塞区中Ni2+对核级304不锈钢高温水氧化行为的影响
匡文军 吴欣强 韩恩厚
金属学报. 2011, 47 (7): 927-931.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00161
摘要   PDF (990KB)
核电站服役的高温高压水回路中闭塞区的流动不充分, 可能产生异常水化学条件而导致材料服役性能弱化. 本文利用国产核级304不锈钢制备了一种简单的模拟闭塞区样品, 放入含有Ni2+的高温含氧水中浸泡并对生成的氧化膜进行表征. 结果表明: 闭塞区从外到内氧化膜外层中的尖晶石结构相的比例逐渐减小, 而赤铁矿结构相的比例逐渐增大, 膜表层的Ni含量逐渐降低. 分析表明, Ni2+浓度会显著影响核级不锈钢的氧化行为, 闭塞结构会在一定程度上阻碍本体溶液中的Ni2+向闭塞区内扩散, 使Ni$^{2+}$沿闭塞区深度方向形成浓度梯度, 导致氧化膜的生长特征沿梯度方向发生明显变化.
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核级不锈钢和铁素体-马氏体耐热钢在400℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为
钟祥玉 吴欣强 韩恩厚
金属学报. 2011, 47 (7): 932-938.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00163
摘要   PDF (1240KB)
利用腐蚀增重法, XRD, Raman光谱和SEM研究了核级304不锈钢和铁素体-马氏体耐热钢P92在400℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为. 结果表明, 2种材料都以均匀腐蚀为主, 增重曲线遵循幂指数规律. 304不锈钢的腐蚀增重比P92钢低近一个数量级, 其氧化膜很薄, 局部存在少量的疖状腐蚀, 氧化膜主要由Cr2O3α-Fe2O3, Fe3O4和尖晶石结构氧化物组成. P92钢的氧化膜主要由α-Fe2O3, Fe3O4和尖晶石结构氧化物组成, 表层主要含α-Fe2O3. 延长腐蚀时间, P92钢表面氧化膜在超临界水中溶解, 导致氧化膜形貌由致密的多面体颗粒演化为相互连通的多孔网络结构.
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晶界网络特征对304不锈钢晶间应力腐蚀开裂的影响
胡长亮 夏爽 李慧 刘廷光 周邦新 陈文觉
金属学报. 2011, 47 (7): 939-945.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00184
摘要   PDF (1414KB)
通过晶界工程 (GBE)处理, 可使304不锈钢样品中的低ΣCSL晶界比例提高到70%(Palumbo-Aust标准)以上 , 同时形成了大尺寸的“互有Σ3$n取向关系晶粒的团簇”显微组织. 采用C型环样品恒定加载方法, 在pH值为2.0的沸腾20%NaCl酸化溶液中进行应力腐蚀实验. GBE样品在平均浸泡472 h后出现应力腐蚀裂纹, SEM, EBSD和OM分析表明, 应力腐蚀开裂(SCC)为沿晶开裂(IGSCC)和穿晶开裂(TGSCC)的混合型. 而未经GBE处理的样品在平均浸泡192 h后出现多条应力腐蚀主裂纹, 且多为沿晶界裂纹. 经过GBE处理的样品中大尺寸的晶粒团簇及大量相互连接的Σ3-Σ3-Σ9和 Σ3-Σ9-Σ27等Σ3n类型的三叉界角, 阻碍了IGSCC裂纹的扩展, 从而提高了304不锈钢样品的抗IGSCC性能.
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25Cr2Ni4MoV钢锻造过程孔洞缺陷愈合规律研究
李世键 孙明月 刘宏伟 李殿中
金属学报. 2011, 47 (7): 946-953.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00157
摘要   PDF (1531KB)
实测了核电转子用25Cr2Ni4MoV钢的高温应力-应变曲线和热物性参数, 基于 ABAQUS软件建立了锻造过程孔洞闭合的有限元模型, 模拟了不同温度和变形量下的孔洞闭合行为. 研究发现, 典型的孔洞闭合过程分为3个阶段, 即闭合速率减小-增加-再次减小. 模拟结果表明, 900-1200℃时孔洞几乎在同一压下率(约25%)下闭合, 即孔洞闭合对变形温度不敏感. 在模拟结果的基础上, 进一步设计了孔洞闭合后焊合过程的物理模拟实验, 研究了恒应变速率(0.01 s-1)下压下率(25%-45%)和变形温度(900-1200℃)对闭合孔洞焊合过程的影响. 焊合界面的拉伸实验结果表明, 较高的温度和闭合后持续的塑性变形能极大地促进闭合界面的焊合, 当变形温度大于1000℃, 压下率为35\%时, 闭合界面结合强度可达基体强度, 孔洞实现完全焊合; 当温度降至900℃时, 孔洞需45\%的压下率才能完全焊合. 最后, 基于拉伸断口的形貌, 对影响孔洞焊合的因素进行了讨论.
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Fe-Cu合金基体损伤的分子动力学模拟研究
贺新福 杨鹏 杨文
金属学报. 2011, 47 (7): 954-957.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00207
摘要   PDF (801KB)
采用分子动力学模拟了压力容器模型材料Fe-0.05Cu和Fe-0.3Cu合金的级联碰撞过程, 研究了辐照导致的缺陷构型及其特征能量、Cu的空位迁移机理、Cu含量对初始损伤的影响、辐照温度对间隙原子团簇和空位团簇的影响等. 结果表明, Cu对级联碰撞产生的缺陷数量、湮灭和复合没有明显影响, 但可降低空位迁移能. 辐照温度对团簇有明显影响.
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强流脉冲离子束辐照WC-Ni硬质密封材料表面改性研究
张锋刚 朱小鹏 王明阳 雷明凯
金属学报. 2011, 47 (7): 958-964.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00228
摘要   PDF (1285KB)
利用离子能量为300 keV, 束流密度为300 A/cm2, 功率密度为108 W/cm2, 脉冲宽度为70 ns的强流脉冲离子束(HIPIB)对用于核主泵轴密封的WC-Ni硬质合金材料进行了表面辐照处理, 辐照次数分别为 1, 5, 10次. 利用XRD, SEM和EPMA研究了HIPIB辐照前后WC--Ni硬质合金表层相组成、表面形貌和元素分布的变化, 借助显微硬度计和环--块式磨损仪测试了辐照前后硬质合金表层的性能. 结果表明, HIPIB辐照硬质合金表层发生由六方碳化物WC向fcc碳化物β-WC1-x转变, 转变量随着辐照次数的增加而增加. HIPIB辐照引发硬质合金表层快速重熔和Ni黏结相的择优烧蚀, 形成了许多丘状表面凸起, 且随辐照次数的增加, 丘状凸起的尺寸增大, 当辐照次数增加至10次, 形成了网状“峰--谷”起伏结构的重熔烧蚀表面形貌, 且具有微区光滑致密化特征. 由于HIPIB辐照应力波的显著作用, 辐照后硬质合金表层沿深度方向显著硬化, 10次辐照后硬化层深度可达160 μm, 表面摩擦系数降低38\%, 耐磨性提高近3倍.
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辐照与He协同作用对低活度铁素体/马氏体钢F82H微观结构的影响
佟振峰 戴勇 杨文 杨启法
金属学报. 2011, 47 (7): 965-970.   DOI: 10.3724/SP.J.1037.2011.00208
摘要   PDF (1031KB)
利用散裂中子源模拟聚变环境辐照F82H铁素铁/马氏体钢, 辐照温度为150-450 ℃, 辐照剂量为6.1-20.2 dpa. 对不同温度和剂量辐照后样品的微观结构进行了TEM观察, 结果表明, 当辐照温度高于208 ℃, 辐照剂量高于9.5 dpa, He浓度高达680×10-6时的样品中存在尺寸约为1.6 nm的高密度 He泡. 分析了辐照剂量、温度以及嬗变He浓度对F82H钢微观结构的影响.
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