新锆合金不同热处理条件下第二相结构及成分变化研究

锆合金中的第二相是影响其力学性能和耐腐蚀性能的主要因素,开展国产新锆合金不同温度环境中的第二相研究对事故等特殊工况下的服役性能预测具有非常重要的意义。通过加热锆合金样品至500,700,900℃,并保温1 h,随后采用不同冷却速率进行降温,并用TEM对第二相结构及元素组成进行分析,结果表明:900℃时,样品中第二相结构均为体心正方结构Zr2Fe;500℃和700℃时,样品第二相为密堆六方结构Zr(FeCrNb)2和面心立方结构Zr3Fe。Zr-Nb-Fe-Cr第二相在不同温度析出都是以密堆六方结构的ZrCr2为基本骨架,由Nb,Fe替换Cr得到。第二相中Fe和Cr的原子个数比随着温度的升高而不断增加。冷却速率越快时,Fe来不及充分扩散,将形成少部分面心立方结构Zr3Fe。

阴极保护系统在埋地管道外腐蚀控制中的优化与应用

北极星环境监测网讯:在埋地管道外腐蚀控制中,阴极保护系统的优化是一项重要工作,不但可以改善管道的阴极保护效果,还可以使管道的外腐蚀控制处于可控状态。目前,在我国油田、气田和长输管道的建设中,都采用了阴极保护的方法。随着我国天然气管道建设的发展,对埋地管道外腐蚀控制技术提出了更高的要求,迫切需要从技术和管理两个方面进一步提升。本文对此进行了分析和探讨。

离子辐照对不同Nb含量CrNb涂层结构和力学性能的影响

利用能量为6 MeV、注量为2.3×10^(15)Au/cm^(2)的Au离子对磁控溅射法制备的Cr和CrNb涂层进行离子辐照。采用XRD、SEM及TEM等分析技术研究辐照对4种不同Nb含量的涂层微观结构和力学性能的影响。结果表明:随着Nb含量增加,晶格畸变导致衍射峰偏移,晶体转变为非晶,经离子辐照后涂层相结构出现了结晶现象。辐照令4种涂层表面形貌更光滑,同时TEM分析发现辐照区域微观组织结构变化不明显,表现出良好的抗辐照性能。Nb元素加入到Cr基涂层中,能提高涂层硬度模量和塑性变形能力,其中Cr_(0.92)Nb_(0.08)涂层具有最大值(硬度13.7 GPa、弹性模量204.2 GPa),经过离子辐照后的涂层均表现出较沉积态更高的硬度模量,这是辐照硬化导致。Cr基涂层中加入Nb元素能增加涂层力学性能,并未降低涂层的抗辐照性能,同时Cr_(0.82)Nb_(0.18)涂层在4种涂层中的抗辐照性能较好。

UO_2弥散型燃料辐照后高温失效时显微分析

对辐照后燃料板进行退火试验,用显微镜观察了UO2颗粒的微观形貌随着温度的升高的变化情况。在高温下裂变气体膨胀,在UO2颗粒内气孔贯通形成裂纹穿破涂层,引起UO2颗粒局部破碎脱落,UO2涂层外的反应层由于高温加剧的扩散反应还形成了明显的孔洞。

高寒地区构筑物基础冻胀沉降的成因及影响因素分析

随着我国西部大开发战略的实施,以及西部地区基础设施建设的快速发展,大量工程项目在高寒地区修建。高寒地区自然环境条件复杂,对基础的冻胀稳定性提出了更高的要求。冻胀是基础在寒冷季节产生的变形,由于其具有很大的膨胀性,因此在寒冷季节容易发生冻胀沉降。目前,对冻胀现象研究主要集中在两方面:一方面是对冻胀土及地基土体力学性质方面的研究;另一方面是对冻胀现象发生机理方面的研究。对高寒地区构筑物基础发生冻胀沉降的成因进行了分析,并从控制冻胀发生和发展、提高基础抗冻性能、改善土体物理力学性质等方面提出了防治措施。

埋地管道健康监测中管道内检测技术的效能评估与优化研究

随着我国城市化进程的不断推进,埋地管道的数量和规模也在不断增加。这些管道承担着城市燃气、给排水、石油、化工等重要任务,其安全和稳定运行对城市的发展和人民的日常生活至关重要。然而,由于埋地管道的特殊性,其健康状况难以监测和评估,导致管道事故时有发生,给社会造成了巨大经济损失和环境污染。管道内检测技术是指通过将检测设备放入管道内部,对管道进行检测和评估,以确定管道的健康状况和潜在缺陷。这种技术可以有效地检测管道内部的损伤、腐蚀、沉积等问题,及时进行维修和更换,从而保证管道的稳定运行。

核压力容器钢冲击断口剪切面积百分比的估算方法

在核压力容器钢的中子辐照脆化评价中，断口剪切面积百分比是一个重要的参数。但此参数不易直接测量，对于辐照后的放射性试样其测量更加困难。本文采用 Charpy- V示波冲击试验，并根据计算机采集得到的完整记录冲击过程的载荷-位移曲线，即可确定相应的载荷特征值，同时估算出断口剪切面积百分比。该估算方法用于计算核压力容器钢因中子辐照引起的脆性转变温度的变化值，其计算结果较为准确且计算方法也简便，现已成功地应用于大亚湾核电站压力容器的辐照监督试验。

17-4PH马氏体不锈钢350℃长期时效脆化研究

采用光学显微镜(OM)、扫描电镜(SEM)、硬度测定以及示波冲击试验(instrumentalimpacttest)研究了17-4PH马氏体不锈钢在350℃长期时效过程中显微组织、硬度、冲击韧性以及断口形貌的变化规律。结果表明:该马氏体不锈钢在350℃长期时效的过程中,随着时效时间的延长,其硬度升高,并在时效9000h时达到最大值;其裂纹萌生功(Ei),裂纹扩展功(Ep)和总冲击功(Et)都随时效时间的延长而逐渐下降。根据示波冲击曲线获得了17-4PH马氏体不锈钢的动态断裂韧性K1d,其动态断裂韧性也表现出和Ei,Ep及Et相类似的变化规律。该不锈钢的夏氏V型缺口(CharpyV-notch)冲击试样断口形貌随着时效时间的延长由韧窝断裂为主向准解理断裂和沿晶断裂为主变化。

350℃下长期时效对17-4PH不锈钢动态断裂韧性的影响

利用示波冲击试验系统研究反应堆用17-4PH马氏体不锈钢在使用温度(350℃)下长期(约11 000 h)时效过程冲击性能和动态断裂韧度的变化规律,并用扫描电镜观察分析不同时效时间的CharpyⅤ型缺口试样(CVN)的断口形貌。结果表明:该马氏体不锈钢在350℃长期时效的过程中,随着时效时间的延长,其塑性变形能EPL和撕裂能ETE以及冲击功Et均随时效时间的延长而逐渐下降。根据示波冲击曲线获得了该钢的动态断裂韧度KId,其动态断裂韧度也随时效时间的延长而逐渐下降,并在试验的初始阶段下降很快,在试验的中后期下降较为缓慢。另外,该不锈钢的CVN冲击试样断口形貌随着时效时间的延长由韧性断裂机制的韧窝断裂为主向脆性断裂机制的准解理断裂和穿晶断裂为主变化。这些均说明,随着时效时间的延长,该材料的韧性降低,发生了脆化,且脆化主要发生在试验的初始阶段。

中子辐照对锆合金显微组织的影响研究进展

作为反应堆的第一道安全屏障,锆合金包壳材料的显微组织一直是国内外的研究热点。针对目前国内外在中子辐照对锆合金显微组织的影响研究领域现状进行了综述,总结了现有研究的不足并提出了对未来研究方向的建议:采用微观分析手段,针对不同中子注量下锆合金包壳的第二相、氢化物和氧化膜展开研究,获得其在实际使用工况下的演变规律,为我国锆合金包壳材料的优化改进提供支撑。

大气等离子喷涂制备Fe-Ni-B合金涂层-321不锈钢层状复合材料的射线屏蔽性能研究

为满足核辐射屏蔽材料对结构-功能一体化的需求,采用大气等离子喷涂工艺在321不锈钢基体上设计并制备了Fe-Ni-B合金涂层复合材料,用于防护从裂变反应堆释放的中子与γ射线。在介绍该层状复合材料设计与制备的关键参数与技术细节的基础上,主要研究了层状复合材料对中子及γ射线的屏蔽性能。研究结果表明,该层状复合材料具有结构-功能一体化特征,理论计算及测试结果对比分析表明该材料对中子及γ射线拥有良好的综合屏蔽能力,有望在各种核辐射反应堆屏蔽系统中使用。

电解渗氢对N18和Zr-4合金板材中氢化物的影响

以国产N18合金板材和商用Zr-4合金板材作为研究对象,采用电解渗氢的方法引入氢化物,并采用金相显微镜探索渗氢时间对其形貌、数量和分布的影响规律。结果表明电解渗氢后N18和Zr-4合金板材TD面和RD面上的氢化物形貌及分布基本相同,呈条带状均匀分布,条带方向基本均与ND面平行。此外,N18和Zr-4合金板材中的氢化物数量均随着电解渗氢+均匀化退火循环次数的增加而显著增加。分析表明电解渗氢过程中N18和Zr-4合金板材中氢化物的形貌、数量和分布上的差异可能是由于它们的合金成分、织构和第二相类型的综合作用所导致的。

紫外分光光度法测定含糖丁卡因注射液中丁卡因的含量

本文采用紫外分光光度法代替永停滴定法测定含糖丁卡因注射液中丁卡因的含量 ,加样回收率为 10 0 .16 % ,RSD为 1.16 % ,此法对于医院制剂半成品能快速、方便。

辐照后A508-3钢冲击功异常试样的显微组织研究

采用带屏蔽的光学显微镜(OM)、扫描电子显微镜(SEM)和能谱仪(EDS)等手段对中子辐照后国产A508-3钢冲击功异常试样的冲击断口形貌、显微组织、晶粒尺寸、孔洞和第二相夹杂物进行了观察和分析,并探讨了产生异常的可能原因。结果表明,在本次辐照实验条件下(中子注量2.97×1019 n/cm2,辐照温度(290±15)℃,国产A508-3钢试样辐照前后的显微组织均为贝氏体组织,且晶粒尺寸未见明显变化,不是导致冲击功产生异常的主要原因,其直接原因可能是基体组织中体缺陷(孔洞)数量的差异;组织中的孔洞分为两种类型,一种为填充了Al2O3、MnS、Al-Mg-O三元化合物等层片状复合第二相粒子的孔洞,另一种为未填充任何第二相的空洞,且孔洞中第二相与基体结合较差,易导致材料韧性降低。

改进型A508CL3钢的中子辐照脆化性能研究

在高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）上对国产反应堆压力容器（ＲＰＶ）用Ａ５０８ＣＬ３钢进行了中子辐照脆化性能试验，并利用示波冲击分析了辐照前试样的动态断裂过程．研究结果表明：改进型Ａ５０８ＣＬ３钢锻件具有良好的抗中子辐照脆化性能。

高熵合金短程有序现象的预测及其对结构的电子、磁性、力学性质的影响

如何有效预测高熵合金的稳态结构,是开展研究其物理及化学等性能的基础.以FeCuCrMnMo合金为例,在有限晶胞尺寸内,采用蒙特卡洛结合密度泛函理论杂化计算方法(Monte Carlo/density functional theory,MC/DFT)预测高熵合金的平衡态结构.与准随机近似方法(special quasirandom structures,SQS)不同,该方法不再追求高熵合金结构的理想随机状态,而是充分考虑合金中原子尺寸、混合焓、原子间相互作用等物理因素.通过第一性原理计算体系能量来实现,使得蒙特卡洛(Monte Carlo,MC)方法保证结构在原子交换过程中体系能量逐渐收敛于平衡态.最终预测得到的平衡态结构出现Cu原子的短程有序现象(short range order,SRO)与实验上合金中的Cu偏析现象相一致.相较于由SQS方法获得的随机状态,该SRO结构在能量上更加稳定.同时本文对稳态结构通过序参数及径向分布函数进行表征,并对SRO现象的出现进行物理解释,进一步揭示了SRO的出现对高熵合金结构性质的影响.

锆合金包壳材料堆内行为的研究进展

目前使用最广泛和成熟的压水堆包壳材料是Zircaloy-2和Zircaloy-4。然而随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗和降低燃料循环成本、提高反应堆热效率和提高安全可靠性的方向发展,对关键核心部件燃料元件包壳材料锆合金的性能提出了更高的要求,包壳耐腐蚀性能、吸氢性能、力学性能及辐照尺寸稳定性等。总而言之,包壳材料是核反应堆重要的组成部分,最终包壳材料在核反应堆运行过程中性能的变化情况决定了反应堆的使用寿命及安全可靠性。因此,需要深入研究压水堆堆内行为的演变规律能为更优异综合性能的新锆合金设计、加工工艺优化等提供新的思路。本文综述了近年来国内外对目前压水堆锆合金包壳材料(Zircaloy-2和Zircaloy-4)的研究概况,即基于高温高压下包壳材料在核反应堆中受到冷却剂冲刷(析氢腐蚀和吸氧腐蚀)和辐照蠕变,分析和总结了对包壳材料性能退降的原因。此外,展望了未来研究的方向。

高温热处理对AlZrNbMo核用高熵合金微观组织及力学性能的影响

目前,核用低中子截面型高熵合金还存在绝对强度不足的瓶颈难题。为实现核用低中子截面型高熵合金力学性能的大幅提升,本研究通过电弧熔炼制备了AlZrNbMo系BCC结构高熵合金,压缩力学性能测试发现高温固溶处理后AlZrNbMo高熵合金的强度同铸态相比提升了31%,达到了约2210 MPa。通过对比分析铸态及1200℃高温固溶后AlZrNbMo高熵合金的相组成、元素分布等微观组织,发现1200℃高温热处理后,AlZrNbMo高熵合金的晶内相区域Nb、Mo含量大幅度提升,导致基体相的晶格畸变增大,利于强度的显著升高;同时,原始铸态组织中的晶间黑色区域为富Zr单质颗粒,强度相对较低;随着高温热处理后的迅速淬火,由于元素的迁移扩散导致高硬度AlZr金属间化合物相的生成,同样利于合金强度的大幅度提升。相关结果将为新型超高强度核用高熵合金的设计提供理论参考和设计依据。

烧结成型的UO_(2)陶瓷燃料微观力学性能研究进展

作为反应堆的核心,UO_(2)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UO_(2)燃料开展了大量研究,结果表明,UO_(2)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UO_(2)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UO_(2)微观力学性能研究手段,并对未辐照以及辐照后UO_(2)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UO_(2)燃料开展研究,获得实际工况和事故工况下UO_(2)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。

核反应堆压力容器材料辐照监督试样力学性能试验中的质量控制

反应堆压力容器材料辐照监督试验的工作内容主要包括监督管的堆内提取与装/卸车操作、监督管解体及探测器块切割、温度监测器检查、冲击和拉伸试验以及试样的长期贮存与检查等。项目质量控制通过控制过程质量来实现,关键在于制定完善且具有良好可操作性的的程序文件、加强人员培训和过程控制并持续改进。通过质量控制和质量管理,已完成的10根监督管共700余个辐照试样均获得有效而可靠的数据,试验数据的可信度大于等于95%。