在原油中老化的螺杆泵定子氢化丁腈橡胶胶料的性能变化研究

研究在原油中老化的螺杆泵定子氢化丁腈橡胶(HNBR)胶料的性能变化。结果表明:随着老化时间的延长,在25℃原油中老化的HNBR胶料的邵尔A型硬度先减小后增大、损耗因子(tanδ)减小;在60和100℃原油中老化的HNBR胶料的邵尔A型硬度和tanδ增大;在25,60和100℃原油中老化的HNBR胶料的拉伸强度和撕裂强度减小;在25和60℃原油中老化的HNBR胶料的拉断伸长率减小、压缩永久变形先减小后增大,在100℃原油中老化的HNBR胶料的拉断伸长率和压缩永久变形增大。随着老化温度的升高和老化时间的延长,HNBR胶料在25%压缩应变下的压缩应力减小,但相对于老化时间,老化温度对HNBR胶料的压缩应力影响较大。

基于对称蛇形流场的PEMFC双极板流道尺寸优化

基于对称蛇形流场双极板,采用中心复合试验设计方法,以双极板流道结构参数为优化变量,以质子交换膜燃料电池(PEMFC)最大功率密度和双极板流道进出口压差为目标,通过试验设计和数值模拟的方法研究了基于最优对称蛇形流场尺寸的PEMFC的内部流动特性和电化学性能,并与优化前比较。优化设计结果表明,对最大功率密度和压差影响最大的因素分别为双极板流场直线型流道宽度和流道深度;当辅助流道宽度为1 mm,脊宽为1.4 mm时,直线型流道宽度的最佳取值范围为1.14~1.68 mm,流道深度的最佳取值范围为0.9~1.51 mm。在相同条件下,双极板流道优化后对称蛇形流场PEMFC最大功率密度为0.662 W/cm^(2),相比于优化前的最大功率密度(0.601 W/cm^(2))提高了10%。

阴极Mg^(2+)污染物对PEMFC电化学性能及电化学阻抗影响

质子交换膜燃料电池经过长期运行后,其部件(弹性垫片、极板等)会发生损伤,并产生金属离子污染物(如Ca^(2+)、Mg^(2+)),这将影响燃料电池长期运行的稳定性和耐久性。通过向燃料电池阴极空气流中添加不同浓度(100、300和500 mg/L)的Mg^(2+)溶液,研究了极化曲线以及电化学阻抗谱,分析了阴极Mg^(2+)污染物对燃料电池电化学性能及电化学阻抗的影响。极化曲线实验结果表明3种浓度梯度的阴极Mg^(2+)污染物均对燃料电池的电化学性能有明显负面影响,污染后的燃料电池的电流密度出现下降,且下降程度与阴极Mg^(2+)污染物浓度和污染时间呈正相关。极化曲线理论分析结果表明:3种浓度梯度的阴极Mg^(2+)污染物均显著影响质子交换膜的渗透性并增大质子交换膜对氢离子的阻抗,且污染时间越长,质子交换膜性能恶化越严重。电化学阻抗谱分析结果表明:3种浓度梯度的阴极Mg^(2+)污染物均会增大质子交换膜对氢离子的阻抗以及阴极法拉第电阻,且质子交换膜对氢离子的阻抗随污染时间增加而增大;阴极双电层结构受这3种浓度梯度的阴极Mg^(2+)污染物影响不明显。

原油环境下螺杆泵定子材料的化学损伤

以氢化丁腈橡胶为原材料制备了螺杆泵定子材料,通过模拟真实采油环境并使用显微镜、衰减全反射傅里叶变换红外光谱仪研究了螺杆泵定子材料在不同温度原油环境下的化学老化损伤情况,探究了螺杆泵定子材料在原油环境下的化学损伤机理。结果表明,原油温度和老化时间对氢化丁腈橡胶材料的化学老化损伤有重要影响,在相同老化时间下,螺杆泵定子材料的质量变化率随着原油温度的升高而增加,而在相同老化温度下,螺杆泵定子材料的质量变化率随着老化时间的延长而增加且增速趋缓;螺杆泵定子材料在25℃原油环境下的化学损伤机理主要以分子链的断裂和碳链的氧化交联为主,在60℃原油环境下的化学损伤机理主要包括分子链的断裂、碳链的氧化交联及腈基的氧化交联,而在100℃原油环境下的化学损伤机理主要包括分子链的断裂、碳链的氧化交联反应、腈基的氧化交联反应和腈基间因高温而引发的交联反应。

不同过盈量和工作压力下螺杆泵定子与转子接触压力的有限元分析

螺杆泵定子与转子间接触压力对其使用寿命至关重要,而定子与转子间过盈量和工作压力对螺杆泵定子与转子间接触压力有重要影响。建立螺杆泵的三维模型,采用有限元方法研究螺杆泵装配条件下不同过盈量(0.4~0.7 mm)和工作压力(0.03、0.06、0.09 MPa)对螺杆泵定子与转子接触压力的影响。结果表明:随着过盈量的增大,定子与转子的接触压力增大,定子与转子的接触面积也随之增大,且接触压力的最大值出现在密封线吸入端的螺旋段部分;但随着过盈量的增加,接触压力的增大趋势变缓;定子与转子的接触压力随着工作压力的提高而增大,工作压力导致螺杆泵的最大接触压力向排出端偏移,接触压力的最大值出现在靠近介质排出端的螺旋段上。

修正步冷试验方法

以广泛应用于加氢反应器材料 2 .2 5Cr- 1Mo钢为研究对象 ,对步冷试验温度曲线进行分析。进行了步冷加 5 2 4℃× 2 4h和步冷加 5 2 4℃× 2 7h热处理试验。结果表明 ,步冷试验温度曲线中的第三阶段 5 2 4℃× 2 4h热处理在再次步冷试验过程中具有脆化倾向。同时对步冷试验温度曲线进行修正 ,提出了修正步冷试验温度曲线。

在役加氢反应器试验试块的回火脆性研究

本文对在役运行五年后加氢反应器中的试验试块进行了研究，评定了试块母材2Cr－1Mo钢的回火脆性。同时进行了脱氢处理和脱脆处理试验。试验结果表明：在役运行五年后加氢反应器中的试块母材产生了明显的脆化，试块母材的脆化主要是由回火脆引起的。

在役加氢反应器材料损伤分析

基于随加氢反应器运行 5a的试验试块 ,研究了加氢反应器运行 5a后筒体材料 2 .2 5Cr 1Mo钢的损伤。进行了化学成分分析、拉伸和冲击试验、脱氢和脱脆试验以及断口形貌分析。结果表明 :反应器运行 5a后筒体母材及其焊缝金属的拉伸性能未发生明显变化 ,而冲击韧性明显降低 ,且焊缝金属损伤程度较母材严重。经分析 。

过程流体机械课程双语教学的实践与探讨

过程流体机械是过程装备与控制工程专业的必修专业课程之一。本文基于该课程的双语教学实践,探讨了双语教学教材建设和双语教学方法,提出了过程流体机械课程双语教学模式。教学实践收到了良好的效果,这将为过程装备与控制过程专业的专业课双语教学提供一种有效方法。

Auger电子能谱分析方法及其在2.25Cr-1Mo钢回火脆性中的应用

介绍了Auger电子能谱(AES)分析方法、分析原理和试验过程,并对主要试验参数进行了讨论。同时,基于AES分析方法,对加氢反应器用2.25Cr-1Mo钢及其在步冷脆化和修正步冷脆化状态下进行AES分析试验。结果表明,2.25Cr-1Mo钢回火脆化机理是杂质原子P在晶界偏析所致,材料加速脆化的机理是材料中杂质原子P在晶界上不断偏析所致。

修正步冷温度曲线试验研究

按修正步冷温度曲线对经步冷脆化的 2 .2 5Cr 1Mo和在加氢反应器内运行 5a的 2 2 5Cr 1Mo试块进行了修正步冷试验 ,评定了材料的回火脆性。结果表明 ,按修正步冷曲线进行修正步冷试验能使已经脆化的材料进一步脆化 ,为加氢反应器材料损伤的研究提供了一条途径。

步冷试验法预测2.25Cr-1Mo钢回火脆性

对在加氢反应器内运行近５ａ的２．２５Ｃｒ－１Ｍｏ钢试块进行了２次步冷试验，评定了２．２５Ｃｒ－１Ｍｏ钢的回火脆性。结果表明，对已经回火脆化的２．２５Ｃｒ－１Ｍｏ钢试块不适宜用步冷试验来预测其进一步的回火脆化程度。

DC101A加氢反应器最低升压温度确定

以 1台在役加氢反应器 DC1 0 1 A为典型 ,提出了加氢反应器停车后再次开车时的最低升压温度确定方法。基于该加氢反应器中的试验试块研究结果 ,在 99%置信度下 ,计算了该加氢反应器运行 5 a后再次开车时最低升压温度 ,其值应不小于 - 2℃ ,以确保加氢反应器安全运行。

双轴向载荷Ⅰ－Ⅱ复合型裂纹J积分断裂准则探讨

通过理论分析和双轴向断裂试验，对我国压力容器常用钢１６ＭｎＲ所制成的含中心穿透Ⅰ－Ⅱ复合型裂纹十字形试样的断裂规律进行了试验研究，探讨了Ⅰ－Ⅱ复合型裂纹Ｊ积分断裂准则。结果表明，不同的载荷比和裂纹倾角下Ⅰ－Ⅱ复合型裂纹的启裂Ｊｉ值接近。

步冷试验温度曲线剖析

对加氢反应器常用材料 2 .2 5Cr 1Mo钢进行了步冷试验、经步冷再经 5 93℃× 1h热处理试验以及步冷加5 38℃× 15h热处理试验。结果表明 ,步冷试验温度曲线中的第一阶段 (5 93℃× 1h)和第二阶段 (5 38℃× 15h)热处理过程在再次步冷试验过程中是一个脱脆过程。

加氢反应器材料损伤机理试验研究

基于Auger电子能谱分析方法 ,研究了在役加氢反应器材料损伤机理。对在加氢反应器内运行 5a的试验试块材料和经步冷脆化的 2 2 5Cr 1Mo钢进行了Auger电子能谱试验 ,结果表明 ,加氢反应器材料回火脆化损伤机理主要是杂质元素P在晶界偏析所致。

加氢反应器试验试块焊缝金属回火脆性试验

对在役运行５ａ后加氢反应器中的试验试块进行研究，评定了试验试块焊缝金属的回火脆性。同时对脱氢处理和脱脆处理后的焊缝金属进行了试验，试验结果表明：焊缝金属在加氢反应器中运行５ａ后产生了明显的脆化，其脆化是由回火脆化产生的。

加氢反应器回火脆化动力学模型

基于晶界偏析理论,以广泛应用于加氢反应器的材料2 25Cr 1Mo钢为研究对象,以2 25Cr 1Mo钢中杂质元素P的晶界偏析为基础,研究加氢反应器回火脆化动力学,建立加氢反应器长期使用过程中产生回火脆化动力学模型(混合模型),为在役加氢反应器材料损伤的研究以及寿命预测提供理论基础。

加氢反应器用21/4Cr-1Mo钢焊接接头K_(IH)的试验研究

对反应器母材 2 Cr-1 Mo钢及其焊接接头在高温、高压、氢环境下门限应力强度因子 KIH的研究 ,具有重要意义。基于试验标定的柔度曲线 ,采用恒位移试验方法 ,在高温、高压、氢环境中用 WOL试样测试了加氢反应器用 2 Cr-1 Mo钢焊接接头的 KIH,测得 KIH的平均值为 94 .5( MPa·m )

在高温、高压、氢环境中2(1/4)Cr-1Mo钢及其焊接接头KIH的测试

采用恒位移试验方法，在高温、高压、氢环境中用ＷＯＬ试样测试了２１４Ｃｒ－１Ｍｏ钢及其焊接接头的应力腐蚀门限应力强度因子ＫＩＨ。试验结果表明：采用恒位移试验方法测试高温、高压、氢环境中２１４Ｃｒ－１Ｍｏ钢及其焊接接头的ＫＩＨ是可行的。