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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 doi:10.3724/SP.J.1037.2011.00441

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.

关键词: 核电关键材料 , 不锈钢 , 镍基合金 , 低合金钢 , 锆合金 , 腐蚀 , 应力腐蚀开裂 , 腐蚀疲劳 , 流动加速腐蚀 , 辐照损伤

辐照损伤对锆合金电化学性能的影响

陈小文 , 白新德 , 薛祥义

稀有金属材料与工程

综述了堆内辐照对锆合金电化学性能影响的概况,浅析了堆内辐照损伤的机理,并重点探讨了主要的堆内辐照源--中子辐照对锆合金微观结构与氧化性能的影响.进一步阐述了堆外离子轰击模拟堆内中子辐照研究方法的进展概况,并就离子轰击实验参量的选择进行了较为深入的分析.

关键词: 锆合金 , 辐照损伤 , 中子辐照 , 离子轰击

氧化物弥散强化铁素体钢的电子辐照行为

万发荣 , 黄学军 , 孔峰 , 褚武扬 , 肖纪美 , 高桥平七郎 , 北京科技大学 , 日本北海道大学

金属学报

本文利用超高压电子显微镜进行电子辐照实验,分析了我国试制的氧化物弥散强化(ODS)铁素体钢的辐照行国.在670-720K下辐照时观察到了辐照空洞的形成.辐照条件为720K,9dpa时的辐照肿胀率小于0.1%.同时在电子衍射图样中发现了明显的衍射环,分析表明这些衍射环的出现是由于电子辐照促进了Y2O3微细相形成的缘故.

关键词: 辐照损伤 , null , null , null

Na2O-Gd2O3-P2O5闪烁玻璃的辐照损伤及热漂白性能

陈国荣 , 杜永娟 , 汪山

硅酸盐通报 doi:10.3969/j.issn.1001-1625.2002.02.001

讨论了掺稀土离子铈(Ce3+)和铽(Tb3+)的Na2O-Gd2O3-P2O5系统闪烁玻璃的辐照损伤特性及热处理效应.对不同组成及不同掺杂浓度的玻璃样品进行了不同剂量的60Co辐照处理.采用紫外和可见透射光谱及根据实测结果计算的辐照诱导吸收系数比较了辐照前后玻璃样品的光学透过性能.掺Ce3+玻璃样品显示出优良的抗辐照特性,其原因在于可变价的铈离子具有吸收由电离产生的自由电子和/或空穴的能力.该系统玻璃试样具有良好的热漂白特性,经250℃、3小时退火处理即可完全消除由辐照产生的色心.

关键词: 闪烁玻璃 , 稀土掺杂 , 光学透过性能 , 辐照损伤 , 热漂白

Fe-Cr-Mn(W, V)合金焊接热影响区的辐照损伤及诱发的晶界元素偏析

胡苯芙 , 木下博嗣 , 高桥平七郎

金属学报

采用电子束辐照研究裂变-聚变混合反应堆预选结构材料Fe-Cr-Mn(W, V)合金的焊接热影响区(HAZ)组织损伤, 测定损伤组织和晶界处的合金元素浓度变化. 实验结果表明:低温下剂达10dpa, 合金奥氏体组织稳定, 未发现空洞形成和第二相析出;然而在高温下, 剂量达4.8dpa就明显出现低密度微小空洞, 并出现晶界移植现象. 其次, 在低温下, 晶界附近大尺寸溶质原子Cr和Mn贫化.

关键词: 辐照损伤 , null , null , null , null

同位素效应对铁中辐照损伤的影响

姜少宁 , 万发荣 , 龙毅 , 贺建超 , 王帅 , 大貫惣明

功能材料

有关氦与辐照缺陷的相互作用已有不少系统性的工作,但对氢与辐照缺陷的相互作用的研究不多.特别是氢的同位素氘或者氚存在于核聚变反应堆中,关于氢的同位素效应对辐照损伤的研究工作很少.采用离子加速器在室温下对纯铁注入氘离子,经500℃时效1h后,研究了电子辐照下位错环的演变过程并讨论了同位素效应对位错环偏压的影响.实验表明,随辐照剂量的增加,空位型位错环的尺寸逐渐减小直至消失.由于注氘纯铁中的位错偏压小,其空位型位错环缩小的速率比注氢纯铁中空位型位错环小,由此可以推断注氘纯铁比注氢纯铁抗辐照损伤性能好.

关键词: 氘离子注入 , 辐照损伤 , 位错环 , 偏压

快中子反应堆核心结构材料的辐照损伤

吕铮 , 刘春明

材料与冶金学报 doi:10.3969/j.issn.1671-6620.2011.03.011

快中子反应堆(快堆)的核心结构材料(如燃料包壳等)在服役过程中将承受长期的高通量的中子辐照、高温和嬗变反应产生的He的作用,引起的合金微观结构的改变,导致材料力学性能的严重恶化.高性能抗辐照材料成为快堆发展的关键前提条件之一.本文介绍快堆中辐照引起的金属材料微观结构的变化.

关键词: 快中子反应堆 , 结构材料 , 辐照损伤 , 微观结构

He对低活性Fe-Cr-Mn(W,V)合金辐照产生点缺陷行为的影响

胡本芙 , 高桥平七郎

金属学报 doi:10.3321/j.issn:0412-1961.2004.09.011

采用超高压电镜与离子加速器相连结的复合辐照装置,研究了注He对低活性Fe-Cr-Mn(W,V)合金辐照产生的点缺陷及二次缺陷行为的影响.实验结果表明:辐照初期形成的点缺陷与He相互作用,进而影响二次缺陷(位错、位错环和空洞)的形成;He明显促进位错密度增大和空洞核心形成,并导致空洞肿胀增加.对辐照产生的点缺陷与He相互作用的机理进行了理论分析.

关键词: Fe-Cr-Mn合金 , 辐照损伤 , He , 点缺陷团簇

辐照后N18锆合金氢致延迟开裂临界温度预测

孙超 , 谭军 , 应诗浩 , 李聪 , 彭倩 , 赵素琼

金属学报 doi:10.3724/SP.J.1037.2010.00868

基于辐照后锆合金中H的固溶与析出浓度方程及应力诱导H扩散方程,建立了辐照后锆合金氢致延迟开裂(DHC)临界温度的预测模型.采用此模型对辐照后N18锆合金(Zr-Sn-Nb)的DHC临界温度进行预测,并与未辐照N18锆合金临界温度实验数据进行对比分析.结果表明,中子辐照后N18锆合金屈服强度和H的固溶度增加,N18合金发生DHC的敏感性增加;相同H含量条件下,辐照后N18合金的临界温度最高上升幅度接近20℃;辐照后N18锆合金临界温度变化规律与未辐照实验结果相似,其临界温度介于相同H含量下完全固溶的温度与氢化物析出时的温度之间,且最高开裂温度Tc低于最低止裂温度Th.

关键词: N18锆合金 , 辐照损伤 , 氢致延迟开裂 , 临界温度

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