检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2008年第1期29卷 61-65页

作者：杨静赖旭平朱常桂朱金霞刘晓荣杨军中国核动力研究设计院核燃料及材料国家重点实验室成都610041

采用4种成分的银基钎料制备了钛合金/不锈钢钎焊接头,用力学性能试验、金相试验、扫描电镜分析及电子探针分析方法,测量了钎缝强度,分析了断口形貌和钎缝界面组织。研究表明:不锈钢/Ag95CuNiLi/钛合金钎缝强度可达220 MPa,在不锈钢/Ag95... 详细信息

采用4种成分的银基钎料制备了钛合金/不锈钢钎焊接头,用力学性能试验、金相试验、扫描电镜分析及电子探针分析方法,测量了钎缝强度,分析了断口形貌和钎缝界面组织。研究表明:不锈钢/Ag95CuNiLi/钛合金钎缝强度可达220 MPa,在不锈钢/Ag95CuNiLi扩散区形成了脆性相;不锈钢/Ag88Al10MnSi/钛合金钎缝强度为242 MPa,不锈钢/Ag88Al10MnSi一侧的钎缝区易形成裂纹;不锈钢/Ag85Al8Sn/钛合金钎缝强度只有123 MPa;不锈钢/Ag85Al8SnNi/钛合金钎缝强度可达280 MPa,钎料与母材冶金结合较好。

关键词：钎料钎缝强度界面组织

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高铀U-ZrH_x-Er细棒燃料氢化开裂原因分析

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核动力工程 2012年第4期33卷 37-39,49页

作者：刘思维张瑞谦兰光友蒲永兴袁正川胡锐中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料国家级重点实验室成都610041

采用金相显微镜(OM)和带能谱的扫描电子显微镜(SEM-EDS)分别对用粗铀和精铀熔炼得到的铀锆铒(U-Zr-Er)合金样品及其氢化样品的微观组织、氢化样品的成分进行分析。结果表明,含精铀的氢化样品中杂质元素Fe和C含量比含粗铀的氢化样品低,... 详细信息

采用金相显微镜(OM)和带能谱的扫描电子显微镜(SEM-EDS)分别对用粗铀和精铀熔炼得到的铀锆铒(U-Zr-Er)合金样品及其氢化样品的微观组织、氢化样品的成分进行分析。结果表明,含精铀的氢化样品中杂质元素Fe和C含量比含粗铀的氢化样品低,且成分均匀性较好;含粗铀的氢化样品中U、C和少量Fe元素构成的析出物膨胀系数与锆基体差异较大,当锆基体随着吸氢量的增加而发生体积膨胀时,U、C和少量Fe元素构成的大块析出物作为第二相钉扎在基体内,引起应力集中而造成样品开裂。含精铀的氢化样品中U和以碳化锆形式存在的C元素在氢化锆基体中分布比较均匀,不存在应力过于集中的状况,氢化样品不会产生开裂。

关键词： U-ZrHx-Er细棒燃料氢化开裂原因

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温度对N18(NZ2)合金循环变形行为的影响(英文)

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稀有金属材料与工程 2008年第4期37卷 584-588页

作者：孙超谭军应诗浩李聪中国核动力研究设计院核燃料及材料国家重点实验室四川成都610041

研究了200、300、400℃温度下N18(NZ2)合金的循环变形行为,同时研究了室温和400℃低周疲劳行为。结果表明:N18(NZ2)合金低周疲劳寿命Nf随着塑性应变范围?εp的增加而降低,并遵循Coffin-Manson关系:Nfβ?εp=C;N18(NZ2)合金在400℃高温下... 详细信息

研究了200、300、400℃温度下N18(NZ2)合金的循环变形行为,同时研究了室温和400℃低周疲劳行为。结果表明:N18(NZ2)合金低周疲劳寿命Nf随着塑性应变范围?εp的增加而降低,并遵循Coffin-Manson关系:Nfβ?εp=C;N18(NZ2)合金在400℃高温下,其循环滞后回线出现锯齿状波形,即出现Portevin-LeChatelier效应。且在200、300、400℃下,合金表现出与常温下不同的循环特性,呈现出一致循环硬化的现象;在高温下,N18(NZ2)合金疲劳断口局部出现韧窝型断裂,并出现细小的二次裂纹。大量二次裂纹的存在是400℃疲劳断口的主要特征。

关键词： N18(NZ2)合金:循环变形低周疲劳疲劳断口

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SCWR候选不锈钢的低周疲劳性能研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 146-149,156页

作者：陈乐唐睿梁波张强刘鸿中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料国家级重点实验室成都610041

采用MTS材料试验机研究316Ti、347和HR3C奥氏体不锈钢在650℃和室温下±0.5%应变幅的低周疲劳性能,并采用扫描电镜对试验后样品进行断口分析。结果表明,347和HR3C不锈钢在室温下疲劳寿命较高,347不锈钢在650℃疲劳寿命也较高。3种... 详细信息

采用MTS材料试验机研究316Ti、347和HR3C奥氏体不锈钢在650℃和室温下±0.5%应变幅的低周疲劳性能,并采用扫描电镜对试验后样品进行断口分析。结果表明,347和HR3C不锈钢在室温下疲劳寿命较高,347不锈钢在650℃疲劳寿命也较高。3种材料在两种温度下的弹性变形量均在0.1%～0.15%之间,且滞后回线面积变化不大,这表明弹性变形量与疲劳寿命高低无直接联系。3种材料在两种温度下呈现出不同的循环硬化/饱和行为,316Ti不锈钢的650℃峰值应力与室温峰值应力无明显变化,而HR3C和347不锈钢的差别较大,但316Ti不锈钢的650℃循环硬化效应显著,347不锈钢的硬化效应较低。在650℃低周疲劳试验后,347不锈钢样品断口表面的疲劳条带间距仅为1.87μm,而对于316Ti和HR3C不锈钢则分别达到4.67μm和3.0μm,进一步表明347不锈钢在650℃的疲劳寿命最高。

关键词：超临界水冷堆低周疲劳奥氏体不锈钢

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细棒状铀-氢化锆燃料芯块制备与显微结构初步研究

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核动力工程 2011年第6期32卷 96-100页

作者：张瑞谦刘思维蒋明忠刘超红潘钱付兰光友王晓敏中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料国家级重点实验室成都610041

采用熔炼铀-锆合金然后渗氢的工艺制造细棒状铀-氢化锆燃料芯块,通过改变熔炼工艺参数提高铀-锆合金的铸造质量和成品率。在渗氢的工艺中,采用不同工艺对铀-锆合金进行氢化,氢化后芯块中的氢/锆原子比在1.41~1.72之间,而芯块的尺寸相对... 详细信息

采用熔炼铀-锆合金然后渗氢的工艺制造细棒状铀-氢化锆燃料芯块,通过改变熔炼工艺参数提高铀-锆合金的铸造质量和成品率。在渗氢的工艺中,采用不同工艺对铀-锆合金进行氢化,氢化后芯块中的氢/锆原子比在1.41~1.72之间,而芯块的尺寸相对于氢化前也有不同程度的增加。微观分析表明,氢化后得到的燃料芯块中含有多种相结构,其中金属铀比较均匀地弥散在氢化锆基体中,燃料芯块的氢分布出现边缘高中心低的特征。

关键词：铀-氢化锆燃料制造工艺显微组织细棒

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U_3Si_2Al弥散型燃料的辐照肿胀研究

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原子能科学技术 2001年第1期35卷 15-19页

作者：邢忠虎应诗浩中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室四川成都610041

介绍了U3Si2 Al弥散型燃料的辐照肿胀机理。将弥散型燃料的芯体视为连续基体中的微型燃料元件 ,应用裂变气体的行为机理描述燃料相中的气泡形成过程。研究结果表明 :燃料相的肿胀引起燃料颗粒和金属基体之间的力学相互作用 ,金属基体... 详细信息

介绍了U3Si2 Al弥散型燃料的辐照肿胀机理。将弥散型燃料的芯体视为连续基体中的微型燃料元件 ,应用裂变气体的行为机理描述燃料相中的气泡形成过程。研究结果表明 :燃料相的肿胀引起燃料颗粒和金属基体之间的力学相互作用 ,金属基体能抑制燃料颗粒的辐照肿胀。在一定辐照条件下。

关键词：亚晶化界面反应蠕变弥散型燃料核燃料辐射肿胀硅化铀铝

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核级不锈钢堆焊材料腐蚀性能研究

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原子能科学技术 2002年第3期36卷 193-197页

作者：邱绍宇孙丹琦李燕伶何艳春郑剑中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室四川成都610041

采用GB43 3 4 7 84和法国RCC MMC1 3 1 0对国产两种堆焊材料进行了点腐蚀、晶间腐蚀试验 ,在模拟压水堆核电站介质 (温度 3 45℃ ,80 0mg/LB ,2mg/LLi)条件下 ,研究了堆焊材料的应力腐蚀和均匀腐蚀性能。试验结果表明 :在高温含B水中 ,... 详细信息

采用GB43 3 4 7 84和法国RCC MMC1 3 1 0对国产两种堆焊材料进行了点腐蚀、晶间腐蚀试验 ,在模拟压水堆核电站介质 (温度 3 45℃ ,80 0mg/LB ,2mg/LLi)条件下 ,研究了堆焊材料的应力腐蚀和均匀腐蚀性能。试验结果表明 :在高温含B水中 ,U型试样试验 5 0 0 0h后无应力腐蚀破裂 ,静态月平均腐蚀速率小于 2mg/dm2 。两种堆焊材料均具有优良的耐腐蚀性。

关键词：腐蚀性能堆焊材料点腐蚀晶间腐蚀应力腐蚀均匀腐蚀核材料

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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

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金属学报 2011年第7期47卷 899-904页

作者：沈月锋姚美意张欣李强周邦新赵文金上海大学材料研究所上海200072 上海大学微结构重点实验室上海200444 中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室成都610041

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... 详细信息

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.

关键词： Zr-4合金耐腐蚀性能 p相水淬

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热处理对含Nb锆合金焊接试样显微组织和耐腐蚀性能的影响

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核动力工程 2004年第2期25卷 147-151页

作者：姚美意李强周邦新苗志喻应华刘文庆上海大学材料研究所 200072 中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室成都610041

用真空电子束焊接方法将Zr-1.88Sn-0.35Fe-0.52Nb合金板与Zr-4板对接焊的样品,在400C、10.3MPa过热水蒸汽中腐蚀165d后,用光学显微镜从样品横截面上测量了焊接面和其背面不同部位的氧化膜厚度,并用透射电镜观察了不同部位锆合金的显微... 详细信息

用真空电子束焊接方法将Zr-1.88Sn-0.35Fe-0.52Nb合金板与Zr-4板对接焊的样品,在400C、10.3MPa过热水蒸汽中腐蚀165d后,用光学显微镜从样品横截面上测量了焊接面和其背面不同部位的氧化膜厚度,并用透射电镜观察了不同部位锆合金的显微组织。结果表明:焊接样品经过500C退火处理,耐腐蚀性能明显提高,在相同的熔区和热影响区(含Nb侧)内,经过退火和未经退火的样品表面氧化膜的厚度相差10-20倍;焊接冷却时形成的bZr在退火时分解为aZr+bNb是提高耐腐蚀性能的主要原因;焊接样品经过500C-1.5h退火处理后,熔区的耐腐蚀性能非常优良,在400C过热蒸汽中腐蚀165d后,氧化膜厚度未超过2mm,折算为腐蚀增重只有30mg·dm-2。根据电子探针的分析结果,熔区中的成分大约是Zr-1.2Sn-0.25Nb-0.25Fe-0.02Cr。

关键词：锆合金电子束焊接显微组织耐腐蚀性能

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含氢N18锆合金循环变形后的位错组态研究

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核动力工程 2006年第5期27卷 53-57页

作者：谭军应诗浩李聪左汝林孙超中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室成都610041 重庆大学材料学院重庆400044

应用透射电子显微镜研究了N18锆合金在室温下循环变形后的位错组态以及氢化物与位错的相互作用。结果表明,N18锆合金基体中存在着大量弥散分布的沉淀相粒子,其位错组态是一系列被沉淀相粒子钉扎住的位错线段。这些位错线段由{10 10}柱... 详细信息

应用透射电子显微镜研究了N18锆合金在室温下循环变形后的位错组态以及氢化物与位错的相互作用。结果表明,N18锆合金基体中存在着大量弥散分布的沉淀相粒子,其位错组态是一系列被沉淀相粒子钉扎住的位错线段。这些位错线段由{10 10}柱面滑移所产生。试样在变形过程中只有部分晶粒发生了塑性变形,而其它晶粒则是弹性变形。试样中的氢化物主要为面心立方结构的δ相氢化锆,氢化物与位错之间的交互作用存在着“尺寸效应”,位错的滑移能够切割过细小的氢化物,但不能穿越粗大的氢化物。

关键词： N18锆合金沉淀相粒子位错组态柱面滑移氢化物

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