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相似文献
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1.
R.  Mythili  S.  Saroji  M.  Vijayalakshmi  V.  S.  Raghunathan  罗强 《国外核动力》2006,27(2):42-50
本文介绍了可改善Ti-5%Ta-1.8%Nb合金抗腐蚀性能的微观结构的选择和获得所需要微观结构的最佳热加工形变处理工艺。Ti-5%Ta-1.8%Nb是一种α+β合金,体心立方β通过多种转变模式能分解成不同形态的α和β相。与层片状的α-β结构相比,孤立的β颗粒分布在等轴的α基体中具有更好的抗腐蚀性能。为了获得上述所需要的结构,对层片状结构的β退火合金进行了一系列热处理和热加工形变处理;发现热处理和热加工形变处理相结合的方法是获得β颗粒在等轴α相中不连续分布这种结构的最重要工艺条件。  相似文献   

2.
为了将装载高放射性和强腐蚀性硝酸溶液的Ti基加Zr基合金(Ti,Zr-2,Ti-5%,Ta,Ti-5%Ta-1.8Nb)的溶解器和核燃料后处理厂由304L型不锈钢制成的其它部件连在一起,就需要它们之间的异种连接有良好的完整性和抗腐蚀性:熔化焊方法会产生叮溶解于硝酸的二次沉淀,因此建议采用固态焊接方法。在本工作中,多种用于关键场合使Ti-304L SS连接有足够的强度、延性和抗腐蚀性的异种金属连接方法受到关注,Kalpakkam的1GCAR(印度甘地原子能研究中心)对开发工作做了规划,与三相(液相、汽相,冷凝相)腐蚀试验的结果一起,对可能的方法以及微观组织和冶金特性做了讨论。在这些结果基础上,后处理厂采用了爆炸焊方法得到的异种连接技术。  相似文献   

3.
开发难熔金属来替代超低碳不锈钢作为乏燃料后处理设备用材料已成为后处理设备用材料的发展方向.锆合金在后处理环境中具有优秀的耐蚀性能,通过合金化处理改善了其具有应力腐蚀敏感性的特点.Ti-5Ta合金已在日本东海村后处理厂进行了中试运行,它的综合性能评价较好,在后处理环境中应用也最具前景.印度对其开发的Ti-5%Ta-1.8%Nb钛合金进行腐蚀性能研究,表明它比普通低碳不锈钢和硝酸级不锈钢具有更好耐蚀性.  相似文献   

4.
Ti-5%Ta钛合金在乏燃料模拟溶解液中的腐蚀行为   总被引:1,自引:0,他引:1  
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。  相似文献   

5.
从电化学角度对Ti35合金(Ti-5%Ta)和超低碳不锈钢在硝酸溶液中的抗腐蚀性能进行了对比评价。对不同温度、不同浓度、不同添加离子等条件下的阳极极化曲线进行了测试。得到结论:在相同温度下,硝酸溶液浓度的变化导致了钛合金的腐蚀加剧。在相同浓度下,随着温度的升高,钛合金腐蚀越来越不明显。Cr6 离子浓度对钛合金腐蚀能力的影响不大。铀酰离子的作用较弱,加了铬和钌离子后表现出对阳极反应的明显抑制作用。通过表面微观形貌的观察,发现不锈钢对硝酸浓度的变化更为敏感,氧化性离子的综合作用对于不锈钢的耐蚀性影响很大。研究结果表明,Ti35合金具有比不锈钢优异得多的抗腐蚀性能,有希望取代000Cr25Ni20不锈钢而用于后处理设备。  相似文献   

6.
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。  相似文献   

7.
【美国《核工艺学》1981年10月第88页报道】近十年来,一些国家对压水堆蒸汽发生器管子材料进行了相当多的研究。这些研究主要是针对奥氏体合金,如18—8不锈钢,800号合金,600号合金或690号合金等。根据材料的机械性能、热性能及抗腐蚀能力,只有奥氏体不锈钢和几种合金(表1)可作为蒸汽发生器的管材。最初选用了18—8不锈钢(AISI 304型,316型和347型)。例  相似文献   

8.
利用扫描电子显微镜(SEM)、透射电子显微镜(TEM)和电子衍射能谱仪(EDS)分析了Nb-1Zr合金与1Cr18Ni9不锈钢在电子束自钎焊过程中形成的互扩散层的微观组织形貌、析出相成分和结构。结果表明:在电子束自钎焊过程中,两种合金的合金元素在界面处产生强烈的相互扩散,形成互扩散过渡层,互扩散以Nb向不锈钢一侧扩散为主;扩散层金相组织主要由基体组织和条状析出物组成.条状析出物呈全片层状结构。通过对析出相选区衍射花样(SADP)分析,初步确定互扩散层的析出物为μ-Fe(Ni)2Nb0和α-FeCr金属间化合物,而基体组织则为四方结构的α-Fe(Ni,Cr,Nb,C)相。  相似文献   

9.
碳钢对核主泵用奥氏体不锈钢的污染研究   总被引:1,自引:0,他引:1  
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。  相似文献   

10.
用真空电子束焊接方法将Zr-4板对接焊后,焊缝的耐腐蚀性能很差,在400℃过热水蒸汽中腐蚀3—14天后,焊接熔化区的表面形成了白色的氧化膜。用电子探针研究了熔区中合金成分的变化和耐腐蚀性能间的关系,锆果表明:熔区中Sn、Fe和Cr合金元素的挥发损耗是造成耐腐蚀性能变差的主要原因,当采用合金成分高于Zr-4的锆合金板与Zr-4板对接焊后,可以补偿熔区中合金元素因挥发而造成的损耗,明显改善焊缝熔区的耐腐蚀性能;若在锆合金中添加0.4%—0.5%的Nb,使熔区中形成新的锆合金,特有益于改善焊缝的耐腐蚀性能.但焊接后的样品应在500—600℃进行退火处理,使添加Nb后形成的βZr分解为稳定的αZr βNb,以进一步改善焊缝的耐腐蚀性能。  相似文献   

11.
在介质作用下表面膜的成分、结构和理化性质等对金属的耐蚀性均有很大影响。而文献[1-5]指出:在一定条件下,合金元素又对合金表面膜的组成、结构和性能以及它的耐蚀性有很大影响。本文研究了Cr对含Ni-35%的Fe-Cr-Ni奥氏体合金在含氧和氯离子的高温水中所形成的表面膜的组成、结构和性质的影响以及与合金耐蚀性的关系。  相似文献   

12.
往Ti-2Al-2.5Zr合金中注入能量为75 keV的N离子,注入剂量为3×1017/cm2和8×1017/cm2。75 keV N离子在Ti-2Al-2.5Zr合金的射程,借助TRIM 96程序计算的结果为1.2×10-7m。测试结果表明,Ti-2Al-2.5Zr合金的显微硬度随N离子注量的增加而升高,当注量为3×1017/cm2和8×1017/cm2时,Ti-2Al-2.5Zr合金的硬度分别升高260%和340%。注入后的样品用X射线衍射法及光电子能谱法进行分析。XRD衍射谱分析表明,Ti-2Al-2.5Zr合金有TiN新相生成。TiN相的生成被认为是Ti-2Al-2.5Zr合金显微硬度增加的主要原因。  相似文献   

13.
在1mol/l HNO_3-1×10~(-8)mol/l Nb中加入5×10~(-5)-1×10~(-1)mol/l不同浓度的钼,分别用TBP,HDBP和7402季铵盐萃取铌,与水相不含钼相比较,观察到钼的存在对萃取铌有明显的影响。这影响主要表现在铌的萃取分配系数(D_(Nb))增加和萃取机理发生变化。对于不同的萃取剂,使D~(Nb)增加所需要的钼浓度亦不同,尤其是7402季铵盐萃取时受影响更为显著。还研究了萃取剂、硝酸及硝酸根等浓度与D_(Nb)的关系,并且讨论了萃取机理。  相似文献   

14.
本文探讨了硼氟酸(HBF4)用于污染不锈钢去污的可行性。不锈钢(1Cr18Ni9Ti)试片在沸腾浓硝酸中形成一层氧化物后作为模拟污染物,进行了HBF4去除这层氧化的,溶解试片本身及不锈钢焊缝的有关试验,并用分别被天然铀和^230Th污染的不锈钢管道实际样品进行了去污试验。试验结果表明,HBF4去污液能较好地溶解不锈钢及其焊缝,氧化物;对不锈钢的溶解容量较大,可达5g/L,即1L去污液可将0.13^2不锈钢溶解掉5μm。去污液对^230Th污染的实际样品,在去污30min后去污率即达85%以上;对天然铀污染的实际样品,在去污2h后去污率达87%以上;这两种经多次去污后均接近本底水平。  相似文献   

15.
设计了制备了2种不同成分的低熔点Ag-Al-Sn合金钎料,参照相关的国家标准,评价了钎料的熔化特性、钎料在钛合金和不锈钢上的润湿铺展能力、钎料在钛合金和不锈钢异种金属间的填缝能力,以及钛合金/不锈钢异种金属钎缝的强度.结果表明,Ag-8Al-6Sn-1Ni钎料的钎焊工艺性能优于Ag-8Al-6Sn钎料。采用金相显微镜、扫描电镜对钛合金/不锈钢钎缝进行了微观分析.结果表明,Ag-8Al-6Sn钎料与母材形成的钎焊接头结合牢固,组织性能良好。  相似文献   

16.
用压力-体积-温度(P—V—T)法研究了铀和铀铌合金与氢气反应的动力学过程。研究结果表明,加热预处理可以缩短铀和铀铌合金试样与氢气反应的孕育期;加热预处理温度(600-700℃)对铀和铀铌合金与氢气反应的影响不同。加热预处理温度为600℃、反应温度为200℃时,低碳铀、高碳铀、铀-7%铌合金和铀-3.5%铌合金与氢气反应的活性依次增强。因此,高碳铀和铀铌合金比低碳铀更易于与氢气反应。  相似文献   

17.
M.  Michiuchi  H.  Kokawa  Z.  J.  Wang  Y.  S.  Sato  K.  Sakai  罗强 《国外核动力》2007,28(1):38-42
利用优化了的,包括3%预应变、1240K温度下退火72h的一步形变热处理工艺来引入孪晶的晶界工程,在316奥氏体不锈钢中引入了高比例(86%)的重合位置点阵(CSL)晶界。处理后的不锈钢在硫酸铁腐蚀实验的测试过程中表现出了良好的抗晶间腐蚀性能。在奥氏体不锈钢的晶界工程化过程中,超过82%的CSL晶界比例可能导致大角度晶界在每个阈值处的渗滤率非常低,并且产生良好的抗晶间腐蚀性。  相似文献   

18.
ZIRLO合金和Zr-4合金在LiOH水溶液中耐腐蚀性能的研究   总被引:1,自引:0,他引:1  
刘文庆  周邦新  李强 《核动力工程》2003,24(3):215-218,252
比较了ZIRLO合金和Zr-4合金两种样品在350℃、16.8MPa、0.04MLiOH水溶液中的耐腐蚀性能,发现Zr4合金样品在腐蚀转折之前的腐蚀增重比ZIRLO合金稍低,这时两种样品的氧化膜相对完整而致密。用二次离子质谱仪(SIMS)测量Li^ 在两种合金样品氧化膜剖面中的分布,发现Li^ 进入Zr-4合金氧化膜的深度比ZIRLO合金浅,但浓度比较高。而腐蚀至68天在Zr—4合金样品腐蚀发生转折后,其腐蚀增重远高于ZIRLO合金,这是因为此时Zr-4合金样品氧化膜因疏松而失去保护作用,而ZIRLO合金样品腐蚀至82天氧化膜仍致密而完整。ZIRLO合金中细小的βNb和Zr—Fe—Nb第二相粒子可能对保持氧化膜的完整性有重要作用。  相似文献   

19.
概要介绍了乏燃料后处理设备用超低碳不锈钢的晶间腐蚀问题及改进,还介绍了超低碳不锈钢的替代材料纯锆和锆基合金的抗腐蚀性能和改进的新型锆基合金应力腐蚀敏感性研究情况。着重介绍了新型Ti基合金的开发与腐蚀性能方面的研究进展,分析了γ射线辐照对后处理设备用材料在硝酸中腐蚀行为。最后提出了我国乏燃料后处理设备用材料的研究方向。  相似文献   

20.
金伟  王剑  颜莹 《核动力工程》2005,26(4):410-413,418
采用电阻-温度测试仪、申克疲劳试验机等实验装置,研究了预变形对Ti49.2Ni50.8和Ti50Ni43Cu7合金双程记忆应变的影响。结果表明:Ti49.2Ni50.8合金在-60℃下、8%.16%预变形单程记忆应变均在6%以上;在-60℃、14%预应变下双程记忆应变最大,为3.6%。Ti50Ni43Cu7合金在20℃下,8~14%预变形,单程记忆应变在5%以上;20℃、12%预应变下双程记忆应变最大,为3.0%。Ti49.2Ni50.8合金环在13.7%预应变下训练4次时,双程记忆应变达到4.1%。  相似文献   

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