高耐蚀Ti-5％Ta-1．8％Nb合金在燃料后处理中的应用

普通低碳奥氏体不锈钢在硝酸介质中具有好的抗蚀能力。然而，在有氧化性离子中．如在六价的铬、四价的铁和六价的钚存在的沸腾硝酸中，普通低碳奥氏体不锈钢对晶问腐蚀敏感。本文对作为核燃料后处理用候选材料的Ti-5％Ta-1．8％Nb合金性能进行了评价。试验结果表明，Ti-5％Ta-1．8％Nb合金比普通低碳不锈钢和硝酸级不锈钢具有更好的耐蚀性。这种新合金可制成容器制造所需的各种形式的棒状、板材、线材，且具有良好的可焊性.     

17-4PH不锈钢350℃长期时效组织演化的透射电镜观察

采用X-ray衍射（XRD）和透射电镜（TEM）研究了17—4PH马氏体沉淀硬化不锈钢在350℃长期时效过程中显微组织的变化规律。结果表明：在沉淀硬化回火处理后,在典型的板条马氏体基体中弥散分布着大量的纳米级的ε-Cu颗粒,二次碳化物M23C6沿马氏体板条束界析出。17-4PH马氏体不锈钢在350℃时效6个月后,组织发生一定变化,spinodal分解开始在晶界发生,另外析出的ε-Cu颗粒逐渐长大,并且有少量的逆转变奥氏体产生：17-4PH不锈钢在350℃时效15个月后,spinodal分解逐渐由晶界发生转向晶内,基体中析出大量有取向的细小的G相,并观测到少量sigma相。基体仍为板条马氏体。     

Ti-5%Ta钛合金在乏燃料模拟溶解液中的腐蚀行为

000Cr25Ni20超低碳奥氏体不锈钢目前作为乏燃料后处理中溶解器设备的材料，在后处理的溶解工况下腐蚀严重．本文通过均匀腐蚀模拟试验对Ti-5％Ta钛合金和000Cr25Ni20奥氏体不锈钢在动力堆乏燃料模拟溶解液中的均匀腐蚀行为进行了研究：研究发现Ti-5％Ta钛合金的抗腐蚀性能远优于000Cr25Ni20奥氏体不锈钢。原因是Ti-5％Ta钛合金试样的表面形成了致密的氧化膜，阻止了腐蚀的进一步发展，而在000Cr25Ni20奥氏体不锈钢试样的表面未发现氧化膜的存在。     

316L（N）不锈钢在550℃和600℃下10年蠕变测试中的沉淀现象

利用几种金相学的方法,研究了550℃和600℃下进行85000h蠕变测试的初始态固溶退火型316L（N）奥氏体不锈钢试样在规范长度和顶端部分的沉淀行为。观测到了3种相：M23C6、η相和σ相。沉淀的σ相的体积分数大大高于碳化物和η相。M23C6碳化物沉淀产生迅速,随后在δ铁素体“孤岛”中形成α相和η相。长时间之后,σ相和η相在晶界上沉淀。现已提出了两种不同的。相沉淀机制：一种是δ铁素体的分解,另一种是晶界沉淀。在δ铁素体中,晶界上以及晶粒内部发现了少数的η相。     

热机械处理对镍基高温合金晶界特征的影响

对合金INCONEL617实施基于热机械处理（TMP）方法的晶界工程（GBE）来优化晶界分布特征（GBCD），并增加了低三重位点阵晶界（CSLBs）份数。经过减薄5％并随后在1100℃保温90min退火的试样，比减薄量更大的试样增加的低三重位点阵晶界（CSLBs）多。通过TMP处理优先增加∑3^n（∑3、∑9和E27）晶界的份数，这对于提高材料性能来说是很合适的。GBE优化后的GBCD，在850℃保温672h，其热稳定性没有显著降低，这已得到了证实。     

反应堆内17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料长时间服役后的热老化脆化行为与断裂机制

核电站主蒸汽系统中的阀杆等关键部件常用材料为17-4PH马氏体不锈钢，在300 ℃左右的高温环境下，该材料会随服役时间的延长发生热老化脆化，具体表现为韧脆转变温度（DBTT）升高、上平台能量降低和硬度增加，对反应堆的安全运行构成潜在威胁。本文针对热老化后的17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料，通过扫描电子显微镜（SEM）、电子背散射衍射（EBSD）等微观分析手段，研究其热老化脆化行为和断裂机制。结果表明，17-4PH马氏体不锈钢热老化后，马氏体板条束长大，晶界总数增多，冲击断口上微裂纹数量增多，且尺寸近似于马氏体板条束尺寸。结合其冲击性能等进一步分析了材料的脆性断裂机制，结果显示，小角度晶界与Cu相互作用产生的硬化导致脆化，是17-4PH马氏体不锈钢发生热老化脆化的主要原因。     

高性能轻水堆的材料

为了研究高性能轻水堆（HPLWR）的堆内和堆外材料的运行环境，并评价目前燃料元件、堆芯结构和堆芯外零部件所采用的结构材料的潜在特征，开展了一项技术现状的研究。在HPLWR电站的常规岛部分，可以在给定温度（≤600℃）和压力25MPa下采用超临界燃煤电站（SCFPP）已认可使用的材料。这些材料是商用的铁素体／马氏体或奥氏体不锈钢。考虑了现有轻水堆的条件，基于现有的蠕变-断裂数据，以及对常规蒸汽发电站中腐蚀的广泛分析和关于辐照下材料行为的可得信息，开展了潜力包壳材料的评估。主要的结论是：在设定的最高温度650℃下，不仅Ni合金，而且奥氏体不锈钢都能用作包壳材料。     

304不锈钢高温多轴非比例循环棘轮行为的粘塑性本构描述

对304不锈钢600℃下的非比例循环棘轮行为进行了系统的实验研究，在统一粘塑性循环本构模型的框架下对其进行本构描述，模型中，通过随动硬化背应力演化和各向同性变形阻力演化，对304不锈钢在非对称应力循环下的循环附加硬化流动特性进行模拟，在等温条件下，在各向同性变形阻力演化方程中引入温度项来考虑温度效应，在随动硬化应力演化方程中引入动态恢复项的衰减系数，反映材料在特定温度范围（500－600℃）下入最大应变幅值衰减记忆函数∧（q)和最大各向同性变形阻力衰减记忆系数ω反映加载历史对循环棘轮行为的影响，将模型应用于304不锈钢高温多轴循环棘轮行为及其对加载历史依赖性的描述中，预言结果与实验结果吻合较好。     

晶界设计后的316L和690合金在超临界水中的晶间应力腐蚀开裂

本研究评价了高百分比的特殊晶界对316L不锈钢和690镍基合金在超临界水中的晶间应力腐蚀开裂敏感性影响。合金经过形变热处理后，在样品中产生了大量不同百分比的特殊晶界，这使得独立评价晶界结构对晶间应力腐蚀开裂行为的影响成为可能。在500℃除气超临界水中对经过形变热处理后的样品进行恒速拉伸实验，采用扫描电镜对样品的规范面进行断裂行为分析。结果表明，在具有较高百分比特殊晶界的316L和690样品中，当应变量为15％时，断裂晶界的长度百分比分别减少到原来的1／9和1／5，而当应变量为25％时，则分别减少到原来的l／3和1／2。断裂晶界长度百分比的减少，是由于当应变量为25％时，特殊晶界发生断裂的频率只有随机大角度晶界发生断裂的频率的1／18．1／9。     

低活性F/M钢形变退火过程中的组织演化

作为超临界水堆燃料包壳管用候选材料,设计和制备了一种高Cr低活性铁素体/马氏体钢（0.14C-11.06Cr-2.3W）,实验钢经淬火回火热处理后为回火马氏体组织。对实验钢进行60%冷变形,并随后在750～820℃下退火10～720min。通过显微组织观察和硬度测量,研究了变形前后板条马氏体在回复、再结晶、奥氏体化中的组织演化规律。结果表明,预变形既影响板条马氏体的再结晶行为,又影响奥氏体化行为。无变形的板条马氏体退火时难以发生再结晶,奥氏体直接在回火马氏体的原奥氏体晶界生成;60%预变形后易发生再结晶,奥氏体在完全再结晶的铁素体晶界上形核长大。     

控制棒环焊缝的脉冲钨极氩弧焊

介绍了巴基斯垣恰希玛核电站（ＰＣ）控制棒环焊所采用的脉冲钨极氩弧焊（以下简称脉冲ＴＩＧ焊）的工艺特点以及对０Ｃｒ１８Ｎｉ１１Ｔｉ冷作奥氏体不锈钢材料的适用性，分析总结了焊接缺陷产生的原因和采取的措施。     

Ni3Al（0.98at%B）中硼原子扩散行为的正电子湮没研究

用正电子湮没技术研究了Ｎｉ３Ａｌ（０．９８ａｔ％Ｂ）合金经高温均匀化处理后，在空冷、炉冷、水冷条件下硼原子的扩散行为，结果表明，炉冷处理的合金中扩散至晶界的硼原子最多，并有微量硼化物在晶界处析出：水冷处理时扩散至晶界的硼原子最少，为使既有较多的硼原子扩散至晶界，又无硼化物在晶界析出，宜采用高温均匀化空冷的热处理工艺。     

反应堆奥氏体不锈钢锻件的超声试验

一、前言奥氏体不锈钢除有优良的核性能外,还有良好的耐腐蚀性和冷热加工性,在常温和低温下,有优良的塑性和韧性,没有磁性,因此,核反应堆中一些零部件,由奥氏体不锈钢制成,生产过程中产生各种缺陷,如原材料中的缩孔、疏松、夹渣、锻造裂纹、白点 折迭和热处理裂纹等,这些缺陷的存在,降低核动力装置部件的机械性能,不消除隐患,易造成事故。为了使反应堆安全、可靠运行,对奥氏体不锈钢锻件需进100%的超声无损检测。     

奥氏体321不锈钢在550 ℃静态铅铋共晶合金中的腐蚀行为

奥氏体321不锈钢常用作核反应堆冷却剂主管道结构材料，铅铋共晶合金是第四代核能系统（Gen Ⅳ）铅冷快堆冷却剂的主要候选材料。为研究321不锈钢与高温液态铅铋共晶合金的相容性，对321不锈钢在550 ℃液态铅铋共晶合金中的200、400、600 h腐蚀现象进行了研究。对不同腐蚀时间后腐蚀试样的表面和截面分别进行了XRD和SEM、EDS检测。结果发现：在321不锈钢试样表面产生了一种随腐蚀时间增加先生长后脱落的含O、Ti、Pb元素的化合物（Ti₂O和Pb₂O₃）；在321不锈钢基体与铅铋共晶合金交界处会产生一层随腐蚀时间增加不断增厚的扩散层；321不锈钢在铅铋共晶合金中发生溶解腐蚀，在Fe、Cr元素不断向铅铋共晶合金中溶解时，伴随着Pb、Bi元素向基体中的渗透。     

中国实验快堆奥氏体不锈钢焊接件与钠蒸气的相容性

在400℃高温钠蒸气介质中,对俄罗斯进口的08X16H11M3奥氏体不锈钢中间热交换器与国产304奥氏体不锈钢支撑的焊接件进行了3000h的相容性模拟试验研究。结果表明：在本试验条件下,焊接试样的腐蚀速率很低,其等级为完全耐蚀;与钠蒸气接触的试样焊接区及热影响区表面均未观察到晶间腐蚀;在试验后试样的焊接区和热影响区表面,所有试样均未观察到Na的渗入;在国产304不锈钢热影响区的个别表面位置虽有1～2μm深的晶界小喇叭口出现,但其成分未出现异常;在试验过程中,国产304不锈钢表面出现明显的组分元素溶解扩散,但对材料基体的组织及力学性能未产生明显影响,试验后试样的抗拉强度、屈服强度和延伸率与试验前相比无明显差别,断口形貌与试验前一样仍呈韧性断裂特征。     

HR-1型奥氏体不锈钢镀Cr_2O_3及TiN膜复合材料的气相氢渗透研究

ＨＲ－１型奥氏体不锈钢镀Ｃｒ＿２Ｏ＿３及ＴｉＮ膜复合材料的气相氢渗透研究刘兴钊，黄秋荣，杜家驹，李言荣（电子科技大学信息材料工程学院，核工业西南物理研究院，中科院固体物理研究所）关键词氢渗透，抗氢渗透涂层１引言在聚变堆及高温气冷反应堆的设计中，氢同位...     

钛合金TA16弹塑性修正因子数值分析方法研究

本文对核级规范提供的奥氏体不锈钢材料的弹塑性修正因子（KE）的各种敏感因素进行数值验算，确定了不锈钢材料Z2CND18.12(控氮)简化弹塑性疲劳分析所需KE与规范限值之间最小保守裕量为12%。基于钛合金TA16的单轴拉伸、应变循环和应力循环试验，确立了TA16在30 ℃和350 ℃的Chaboche本构模型参数。基于TA16的本构模型参数，对TA16开展各种敏感因素下的弹塑性分析，并参考奥氏体不锈钢的KE表达式和Z2CND18.12(控氮)的KE最小保守裕量迭代计算出TA16的相关系数。TA16的相关系数A、B、C、m、n分别为1.37、1.26、1.37、2.0和0.25。     

304奥氏体不锈钢在不同浓度硝酸中的电化学行为

采用动电位极化曲线测量、开路电位测量等技术,研究了304奥氏体不锈钢在不同浓度硝酸溶液中的电化学腐蚀行为,并对304奥氏体不锈钢在硝酸溶液中的电化学反应历程进行了探讨。结果表明：304奥氏体不锈钢在硝酸溶液中具备不锈钢典型的极化曲线特征,有多个钝化区和过钝化区;硝酸浓度升高促进不锈钢表面钝化膜的生成,使开路电位向正电位方向移动,降低了硝酸溶液对不锈钢的腐蚀倾向,同时,随着硝酸浓度的升高,不锈钢的点蚀电位升高,提高了不锈钢耐点蚀能力;在硝酸溶液中,不锈钢的腐蚀速率同时受到酸度和硝酸根浓度的影响,二者相互矛盾,导致硝酸浓度对腐蚀速率的影响呈不规律性。结果表明,在0.5 mol/L硝酸中,不锈钢的腐蚀速率最高。     

基于小波分析的粗晶材料超声无损评价信号处理技术

噪声是降低超声检测可靠性的因素之一。本文利用小波分析对粗晶材料超声检测中由晶界散射引起的结构噪声进行了分析处理。和小波变换相比,小波包变换频域分辨率高,在信号的分解,降噪和重构时性能比前者好。对奥氏体不锈钢中人工缺陷的Ａ型超声信号的处理结果表明,结果噪声被有效地滤除,且不损失缺陷信号,信噪比明显提高。     

碳钢对核主泵用奥氏体不锈钢的污染研究

奥氏体不锈钢在加工、运输和装配过程中如果与碳钢直接接触,就会被碳钢污染,而导致奥氏体不锈钢耐蚀性能的改变。众所周知,核主泵用奥氏体不锈钢对耐蚀性有着非常严格的要求,本文以Z2CN18-10核主泵用奥氏体不锈钢为例,通过FeCl3腐蚀试验和电化学方法测试了被碳钢污染后其耐腐蚀性能的变化。试验结果表明:附着在不锈钢表面的碳钢对其长期总体腐蚀速率影响不大;嵌入式的碳钢颗粒会显著降低奥氏体不锈钢的点蚀电位,增大发生点蚀的倾向;硝酸钝化可部分抵消被污染不锈钢点蚀电位的降低,但该值仍远低于同样经过硝酸钝化,而未被污染的不锈钢的点蚀电位。此外,还针对碳钢污染对核电站辐射场的影响和对燃料包壳热传导效率的影响进行了讨论。