先进核能系统用ODS钢的显微组织设计与调控研究进展

核能是一种重要的清洁能源,目前正在大力发展具有更高安全性和经济性的第四代反应堆及聚变堆,与当前商用反应堆相比,其工作温度更高,辐照剂量更强,传统的锆合金及不锈钢已不能满足未来先进反应堆苛刻的服役环境,具有优异综合服役性能的关键结构材料的研发成为制约先进核能工程应用的瓶颈之一。通过机械合金化等先进粉末冶金方法可以向钢基体中引入数密度极高的超细纳米氧化物粒子,所制备的纳米氧化物弥散强化(Oxide dispersion strengthened,ODS)钢具有比同类熔炼钢更优异的高温蠕变强度以及抗辐照性能,从而具有更高的服役温度窗口,因而被确定为多种第四代反应堆包壳和未来聚变堆包层结构的重要候选材料,成为国际核材料领域研究的热点。ODS钢的优异性能源于其成分设计和采用先进粉末冶金工艺形成的独特的显微组织,即亚微米的超细晶粒组织以及在晶内弥散分布的平均尺寸仅为几纳米、数密度高达1023m-3的氧化物粒子或团簇,这些弥散相具有极高的热稳定性及抗辐照稳定性,可以起到有效的位错钉扎强化作用,从而明显提高材料的高温强度及服役温度上限;而大量的弥散粒子与基体之间形成的界面可以对辐照引起的缺陷及气泡进行有效捕获,显著提高材料的抗辐照肿胀性能。满足服役性能要求的显微组织的设计和有效调控是制备高性能先进材料的核心,而显微组织又明显受控于成分设计、制备技术及工艺参数。虽然近年来关于ODS钢的研究日益活跃,但是由于ODS钢显微组织及制备工艺过程的复杂性,在成分设计与微纳显微组织的调控及其与服役性能的匹配和相关机理方面,依然存在许多制约ODS钢实际工程应用的基础性问题。本文针对制约先进核能系统用ODS钢应用的基础核心问题,把握ODS钢显微组织特点及其与成分设计和制备技术之间的关系这一主线,就国内外关于ODS钢显微组织及其分析手段、氧化物弥散粒子的特点及其高温时效和辐照稳定性、成分设计和制备技术对显微组织的影响等研究内容进行总结和分析,对ODS钢的应用前景和存在的问题进行总结和展望,为满足先进反应堆服役环境的ODS钢的发展提供参考。     

钢-UHPC组合结构桥梁研究进展

超高性能混凝土(UHPC)是一种具有优异力学性能的新型水泥基复合材料,现已成为水泥基复合材料创新、应用及发展最具活力的领域,且在钢-UHPC组合结构桥梁中得到了应用.针对现有桥梁结构中存在的跨越能力受限及耐久性差等技术瓶颈,国内外学者利用UHPC的性能优势提出了钢-UHPC组合结构的解决方案,并在其受弯性能、抗裂性能、疲劳性能、栓钉抗剪性能、接缝性能影响因素和装配式结构体系及装配方法等方面取得了丰硕的成果.钢-UHPC组合结构具有较好的经济性和可行性,且在正负弯矩下具有较好的抗裂性能和受弯性能,能大幅降低钢结构疲劳细节应力幅;栓钉剪力件的抗剪性能受栓钉直径和屈服强度的影响显著;钢筋的锚固长度、接缝界面情况及接缝类型是影响接缝性能的重要因素.钢-UHPC组合结构适合装配式化施工,在装配式桥梁快速建造技术及大跨桥梁结构中具有较好的应用前景,且呈现出较好的发展势头.本文系统归纳了钢-UHPC组合结构的静力性能、疲劳性能、接缝性能及钢-UHPC组合结构桥梁等方面的研究进展,分析了钢-UHPC组合结构桥梁的应用前景,并指出了钢-UHPC组合结构在设计理论、规范体系及应用领域进一步完善的研究趋势,可为今后的研究工作及工程应用提供参考.     

ODS钢的抗辐照设计及纳米第二相粒子表征的研究进展

先进裂变反应堆及聚变堆要求材料在高温高压、强中子辐照、长服役周期等苛刻服役环境下具有卓越的结构和性能稳定性。氧化物弥散强化(ODS)钢由于具有优异的耐高温及耐辐照性能成为第四代反应堆包壳及核聚变包层最有希望的候选材料。基于材料的中子辐照损伤特性,主要介绍了ODS钢的抗辐照设计及纳米第二相粒子的表征方面的研究进展。     

先进核能系统用ODS钢的显微组织设计与调控研究进展

核能是一种重要的清洁能源,目前正在大力发展具有更高安全性和经济性的第四代反应堆及聚变堆,与当前商用反应堆相比,其工作温度更高,辐照剂量更强,传统的锆合金及不锈钢已不能满足未来先进反应堆苛刻的服役环境,具有优异综合服役性能的关键结构材料的研发成为制约先进核能工程应用的瓶颈之一。通过机械合金化等先进粉末冶金方法可以向钢基体中引入数密度极高的超细纳米氧化物粒子,所制备的纳米氧化物弥散强化(Oxide Dispersion Strengthened,ODS)钢具有比同类熔炼钢更优秀的高温蠕变强度以及优异的抗辐照性能,从而具有更高的服役温度窗口,因而被确定为多种第四代反应堆包壳和未来聚变堆包层结构的重要候选材料,成为核材料领域国际研究的热点。 ODS钢的优异性能源于其成分设计和采用先进粉末冶金工艺形成的独特的显微组织,即亚微米的超细晶粒组织以及在晶内弥散分布平均尺寸仅为几纳米,数密度高达10~(23) m~(-3)以上的氧化物粒子或团簇,这些弥散相具有极高的热稳定性及抗辐照稳定性,可以起到有效的位错钉扎强化作用,从而明显提高材料的高温强度及服役温度上限;而大量的弥散粒子与基体之间形成的界面可以对辐照引起的缺陷及气泡进行有效捕获,显著提高材料的抗辐照肿胀性能。满足服役性能要求的显微组织的设计和有效调控是制备高性能先进材料的核心,而显微组织又明显受控于成分设计和制备技术及工艺参数。虽然近年来关于ODS钢的研究日益活跃,但是由于ODS钢显微组织及制备工艺过程的复杂性,关于成分设计与微纳显微组织的调控及其与服役性能的匹配和相关机理研究依然存在许多制约ODS钢实际工程应用的基础性问题。本文针对制约先进核能系统用ODS钢应用的基础核心问题,把握ODS钢显微组织特点及其与成分设计和制备技术之间的关系这一主线,就国内外关于ODS钢显微组织及其分析手段;氧化物弥散粒子的特点及其高温时效和辐照稳定性;成分设计和制备技术对显微组织的影响等研究内容进行总结和分析,对ODS钢的应用前景和存在的问题进行总结和展望,为满足先进反应堆服役环境的ODS钢的发展提供参考。     

先进核能系统用ODS钢的显微组织设计与调控研究进展

核能是一种重要的清洁能源,目前正在大力发展具有更高安全性和经济性的第四代反应堆及聚变堆,与当前商用反应堆相比,其工作温度更高,辐照剂量更强,传统的锆合金及不锈钢已不能满足未来先进反应堆苛刻的服役环境,具有优异综合服役性能的关键结构材料的研发成为制约先进核能工程应用的瓶颈之一。通过机械合金化等先进粉末冶金方法可以向钢基体中引入数密度极高的超细纳米氧化物粒子,所制备的纳米氧化物弥散强化(Oxide Dispersion Strengthened,ODS)钢具有比同类熔炼钢更优秀的高温蠕变强度以及优异的抗辐照性能,从而具有更高的服役温度窗口,因而被确定为多种第四代反应堆包壳和未来聚变堆包层结构的重要候选材料,成为核材料领域国际研究的热点。 ODS钢的优异性能源于其成分设计和采用先进粉末冶金工艺形成的独特的显微组织,即亚微米的超细晶粒组织以及在晶内弥散分布平均尺寸仅为几纳米,数密度高达10~(23) m~(-3)以上的氧化物粒子或团簇,这些弥散相具有极高的热稳定性及抗辐照稳定性,可以起到有效的位错钉扎强化作用,从而明显提高材料的高温强度及服役温度上限;而大量的弥散粒子与基体之间形成的界面可以对辐照引起的缺陷及气泡进行有效捕获,显著提高材料的抗辐照肿胀性能。满足服役性能要求的显微组织的设计和有效调控是制备高性能先进材料的核心,而显微组织又明显受控于成分设计和制备技术及工艺参数。虽然近年来关于ODS钢的研究日益活跃,但是由于ODS钢显微组织及制备工艺过程的复杂性,关于成分设计与微纳显微组织的调控及其与服役性能的匹配和相关机理研究依然存在许多制约ODS钢实际工程应用的基础性问题。本文针对制约先进核能系统用ODS钢应用的基础核心问题,把握ODS钢显微组织特点及其与成分设计和制备技术之间的关系这一主线,就国内外关于ODS钢显微组织及其分析手段;氧化物弥散粒子的特点及其高温时效和辐照稳定性;成分设计和制备技术对显微组织的影响等研究内容进行总结和分析,对ODS钢的应用前景和存在的问题进行总结和展望,为满足先进反应堆服役环境的ODS钢的发展提供参考。     

活性炭活化处理技术的研究进展

活性炭在催化、吸附、新能源等领域具有广阔的应用前景.它具有比表面积大、导电和导热性佳、化学稳定性好、价格便宜等特点,受到了人们的广泛关注.在活性炭的制备过程中,活化处理技术是影响其性能的关键.综述了各种活化方法制备活性炭的研究进展,并分析了各种活化方法对活性炭性能的影响.     

不锈钢复合钢材钢结构研究进展

不锈钢复合钢材兼具不锈钢优良的耐腐蚀性能和传统结构钢材的高强度、低成本特点,应用于钢结构工程中具有综合力学性能更优、施工简单周期更短、设计使用年限更长、全生命周期成本更低、综合社会效益更高等显著优势,尤其适用于对耐腐蚀性要求较高的工程结构。目前不锈钢复合钢材已在高层建筑幕墙和铁路钢桥面板中得到了成功应用,为了继续推广其在结构工程领域中的应用发展,亟需加强从相关基础力学性能和关键应用技术角度进行的研究与讨论。详细介绍了不锈钢复合钢材的生产制造和工程应用等产业基础,并对国内外学者针对不锈钢复合钢材在材料和构件层面力学性能开展的研究进展进行了全面综述,包括材料的拉伸性能、冷弯性能、高温性能、断裂与疲劳性能、滞回性能、动态力学性能、耐腐蚀性能、界面性能等基本力学性能和构件的稳定性能、残余应力、焊接接头性能、缺陷修复以及有限元模型的相关研究。该文可为进一步在结构工程领域开展不锈钢复合钢材的相关研究、设计与应用实践提供参考。     

氟化镁晶体的应用研究进展

氟化镁具有特殊的物理化学性能,包括优良的光学性能、高的热稳定性及化学稳定性、高硬度等,因而在众多领域都有重要应用。综述了氟化镁材料的特性及在不同领域中的应用研究进展。最后展望了将来氟化镁的应用研究方向。     

隧道构造锰氧化物合成及应用

隧道构造锰氧化物在比表面、离子交换性、稳定性及分子级的隧道空间等方面具有优异的性能,其在催化剂、锂锰二次电池正极材料及吸附剂等材料科学领域的应用研究越来越受到人们的关注.综述了国内外隧道构造锰氧化物合成及应用的研究进展.     

碳纤维复合材料层合板压缩性能的相关影响因素

碳纤维作为一种新型的增强材料,具有优良的理化性能,已在多个领域广泛应用.由于单向碳纤维复合材料层合板的压缩强度较低,其在结构复合材料方面的应用受到限制,提高其压缩性能成为关键.本文综述了影响碳纤维复合材料层合板压缩性能的相关因素,详细介绍了纤维弯曲、孔隙率、纤维体积分数、树脂性能等影响因素对碳纤维复合材料层合板的重要性,以及各影响因素之间的关系等,为提高碳纤维复合材料层合板压缩性能的研究提供了参考.     

轻水反应堆（LWR）用包壳材料研究进展

轻水反应堆（LWR）是国际上多数核电站采用的堆型。锆具有良好的加工性能,优良的机械性能,较高的熔点、优异的耐蚀性能及核性能,被用作燃料包壳和堆芯结构材料,是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料。随着核电技术的发展,对堆芯包壳材料性能提出了更高的要求,综述了核用锆合金包壳材料的国内外研究和使用现状以及新型SiC包壳材料的研发现状。总体来说,锆合金在未来几十年内仍是核反应堆包壳材料的主要用材,开展新合金的研发,不断提升锆合金的性能是世界各国研究者共同的目标;适时加大投入力度,强化条件建设,就能加快具有国内自主知识产权锆合金的产业化步伐,可最终实现核电及核动力用锆合金材料的自主化;SiC材料具有更高的熔点、更好的耐腐蚀性能,是一种极具应用潜力的材料,有可能成为第4代核反应堆的包壳材料,但还需投入大量研究。     

SCWR for Future LargeScale Nuclear Power Generation

The ambitious nuclear power program motivates the Chinese nuclear community to develop advanced reactor concepts of generation IV, in order to ensure the longterm, stable and sustainable development of nuclear power. The supercritical watercooled reactor (SCWR) has favorable features in economics, sustainability and technology availability. It is the logical extension of the existing PWR technology and has very promising perspectives in largescale power generation in China. This paper describes the main features of SCWR. New designs of SCWR core structure and fuel assemblies are proposed. Preliminary analysis using a coupled neutronphysics/thermalhydraulics method is carried out and shows a good feasibility of the new design proposal.     

抗空蚀材料研究应用进展

概括了材料空蚀机理及其影响因素 ,综合评述了材料抗空蚀性与其力学性能、组织结构之间的关系。介绍了抗空蚀材料在应用等方面所取得的进展 ,提出并讨论了目前研究的某些不足之处及今后的研究方向     

Effect of Laser Shock Peening on the Microstructures and Properties of Oxide‐Dispersion‐Strengthened Austenitic Steels

Oxide‐dispersion‐strengthened (ODS) austenitic steels are promising materials for next‐generation fossil and nuclear energy systems. In this study, laser shock peening (LSP) has been applied to ODS 304 austenitic steels, during which a high density of dislocations, stacking faults, and deformation twins are generated in the near surface of the material due to the interaction of laser‐driven shock waves and the austenitic steel matrix. The dispersion particles impede the propagation of dislocations. The compressive residual stress generated by LSP increases with successive LSP scans and decreases along the depth, with a maximum value of ?369 MPa. The hardness on the surface can be improved by 12% using LSP. In situ transmission electron microscopy (TEM) irradiation studies reveal that dislocations and incoherent twin boundaries induced by LSP serve as effective sinks to annihilate irradiation defects. These findings suggest that LSP can improve the mechanical properties and irradiation resistance of ODS austenitic steels in nuclear reactor environments.

     

碳化硼粉末制备方法的研究进展

碳化硼是一种非常重要的非金属材料,具有优良的力学、热学及电学性能,在军事、微电子学、核物理、空间技术等高科技领域具有广阔的应用前景.碳化硼陶瓷粉末的制备方法有碳热还原法、自蔓延高温合成法、元素直接合成法、化学气相沉积法和机械合金化法等.综述了这些方法的特点和研究进展,指出了制备碳化硼粉末的主要发展方向.     

高强钢焊接接头显微组织的研究进展

综述了热输入、合金元素、冷却速率和应变速率对高强钢焊接接头显微组织的影响和高温共聚焦显微镜原位观察高强钢显微组织的最新研究进展,总结了高强钢焊接接头粗晶热影响区显微组织的转变机理。结果表明:通过延长冷却时间、减少热输入量、控制合金元素的含量和采用预处理提高应变速率等方法,可以调控高强钢焊接接头显微组织中马氏体、粒状贝氏体和针状铁素体的含量达到最佳比例,从而优化高强钢焊接接头的力学性能。通过高温共聚焦显微镜可以观察到高强钢相变的动态过程,从而得出高强钢的相变原理,为高强钢焊接工艺的制定提供指导。     

Ti合金在核燃料后处理设备中的应用研究进展

主要介绍了Ti合金在核燃料后处理设备中的应用研究进展.开发Ti合金替代超低碳不锈钢作核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.目前Ti-5Ta钛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钛合金进行了腐蚀性能研究,结果表明它比普通低碳不锈钢和硝酸级不锈钢具有更好的耐蚀性.     

超高强度马氏体时效钢研究进展

马氏体时效钢是一类特殊的超高强度钢,主要依靠在超低碳铁镍马氏体基体上析出金属间化合物沉淀相进行强化,具有非常优异的综合力学性能与加工工艺性能,在航空航天、机械制造、原子能和军事等领域得到了广泛应用.综述了马氏体时效钢的发展历史,针对其良好的强韧性匹配,从合金化、组织结构、力学性能等方面概述了马氏体时效钢当前的研究现状,总结其高强韧的根源在于高密度纳米析出相可以控制位错的切割与绕过,增加弹性变形;析出相与基体晶格错配低,增加均匀塑性变形.最后,从超纯净冶炼、高温环境应用、无钴马氏体钢开发等方面对马氏体时效钢未来的发展趋势进行了展望.     

3维打印用聚乳酸材料的改性研究进展

聚乳酸材料具有环保可生物降解性的优点,故其经常作为3维(3D)打印的原材料使用,然而其自身的脆性大、玻璃化温度低和热稳定性差等缺点,限制了该类材料的进一步应用和推广。所以对聚乳酸进行改性研究,改善它的力学性能或者耐热性能,从而扩大其在3D打印领域的应用具有很重要的研究意义。综述了聚乳酸材料的改性方法以及相关研究进展,主要从物理改性和化学改性等两类改性方法来分析聚乳酸改性的研究现状,总结分析了两类改性方法面临的问题并展望其前景,还对改性后的聚乳酸材料的应用进展进行总结与展望。     

Influence of irradiation temperature on microstructure of EU batch of ODS Eurofer97 steel irradiated with neutrons

Abstract

A TEM investigation of an EU batch of oxide dispersed strengthened (ODS) Eurofer97 steel specimens, irradiated to 1 and 3 dpa at 300, 450 and 550°C in high flux reactor at Petten, has been performed to understand the influence of irradiation temperature on the characteristics of irradiation defects and, eventually, on the resulting mechanical properties of this material. Specimens irradiated at 300°C revealed the presence of a high density of black dot damage and small self-interstitial atom (SIA) dislocation loops causing substantial hardening and embrittlement. In contrast, negligible black dot damage, low density of large SIA loops and networks of dislocations are observed in specimens irradiated at 450 and 550°C. The lath martensitic structure and ODS particles remain unaffected after irradiation in all specimens. These results are discussed in view of possible activation of defect annihilation mechanisms to explain the observed recovery of mechanical properties at high irradiation temperatures.