摘要：采用扫描电子显微镜(SEM)和透射电子显微镜(TEM)研究了Zr-0.2Sn-1.3Nb-0.2Fe-0.05V合金经热挤压、冷轧、中间退火包壳管坯以及经终轧及最终退火后成品管材第二相特征。结果表明,热挤压产生的β-Zr及第二相沿管坯轴向呈流线状分布,随着冷轧和退火的进行,亚稳相β-Zr发生分解,第二相逐渐均匀化,最终呈细小、均匀、弥散分布。合金成品管材第二相主要为BCC结构的β-Nb,含有少量FCC结构的Zr(NbFeV)2。加工过程中析出相的平均直径变化不大,均小于100 nm。合金包壳管第二相尺寸分布与热处理过程中含Nb第二相溶解析出直接相关。

摘要：采用电子束悬浮区域熔炼法生长制备出直径22 mm、长150 mm的W-Nb合金单晶棒材,对单晶的晶向偏离角、化学成分、杂质元素含量、微观组织等进行了分析。分析结果表明,单晶棒材的晶向偏离角小于8°,杂质元素总含量小于200 ppm,单晶棒材直线度较好,表面光亮、无裂纹。

摘要：Mo单晶具有良好的蠕变性能,被用作空间热离子反应堆的燃料元件的组分。减少焊缝中离散晶粒的产生,实现单晶连接,是提高燃料原件使用寿命的主要途径。本文基于概率形核、枝晶生长理论,采用元胞自动机(CA)法模拟Mo焊接熔池快速凝固过程。模拟结果显示,CA法是一种有效、可靠的研究方法,可很好地模拟Mo焊接过程。同时,实现Mo单晶焊缝生长过程的可视化,有助于焊缝组织的优化和控制及材料机械性能的改善。

摘要：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。

摘要：采用长期浸泡和表面膜俄歇电子能谱(AES)与扫描电子显微镜(SEM)分析方法研究了热挤压690合金管材3段不同挤出顺序的管段(头部A、中部B和尾部C)在高温除氧水中的均匀腐蚀行为与机理。结果表明:热挤压690合金管材头部A、中部B和尾部C3种试样在浸泡2500h后均匀腐蚀均达到稳定状态,其均匀腐蚀速率均低于5mg/(月·dm^2);头部A与尾部C的腐蚀速率相当,而明显低于中部B的腐蚀速率;氧化膜呈双层结构特征,即外层富Fe和Ni、内层富Ni和Cr,A与C试样氧化膜中间层存在铬壁垒,而B试样无明显的铬壁垒。