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    熱處理工藝對N36鋯合金耐腐蝕性能影響的研究

    2015-12-28 03:46:06張倩影
    關(guān)鍵詞:透射電鏡耐腐蝕性熱處理

    耿 迅 張倩影

    (重慶科技學(xué)院冶金與材料工程學(xué)院,重慶 401331)

    鋯合金因其獨特的核性質(zhì)一直被用作核反應(yīng)堆燃料包殼及堆芯結(jié)構(gòu)材料。研究發(fā)現(xiàn),改善熱處理制度能有效提高鋯合金的耐腐蝕性能[1]。Thorvaldsson等人提出了將β相淬火后重新加熱的溫度和時間歸一為累計退火參數(shù)的概念,認(rèn)為退火參數(shù)值與耐腐蝕性能之間有明顯的依賴關(guān)系,大于一定值時可以明顯改善耐均勻腐蝕性能[2]。累計退火參數(shù)增大意味著須提高加熱溫度和延長加熱時間,而提高加熱溫度和延長加熱時間后可以使第2相聚集長大,因而認(rèn)為第二相大小是影響耐腐蝕性能的主要因素[3-4]。但也有觀點認(rèn)為,在通過改變熱處理溫度和保溫時間獲得大小不同的第2相的同時,αZr中過飽和固溶的Fe、Cr含量也在發(fā)生變化,而這才是影響耐腐蝕性能更為重要的因素[5]。Sabol等人在研究Zr-Nb合金的耐腐蝕性能時,認(rèn)為基體中固溶的Nb元素不能超過其平衡時的濃度,同時βNb第2相粒子應(yīng)呈細(xì)小均勻分布狀[6]。本次研究中,主要分析變形熱處理對N36鋯合金耐腐蝕性能的影響。

    1 實驗過程

    1.1 試樣制備

    實驗選用N36鋯合金材料,經(jīng)2次真空電弧熔煉,其主要化學(xué)成分如表1所示。鑄錠熱鍛后在1 050℃保溫0.5 h后進(jìn)行水淬,再經(jīng)熱軋、冷軋及中間退火等工序制成片狀樣品。最后一次冷軋前樣品厚度為1 mm,此時將樣品分成3組,分別在580,780℃下保溫3 h,在1 000℃下保溫0.5 h,然后快速冷卻至室溫,再進(jìn)行最后一次冷軋;冷軋至0.5 mm厚(壓下量為50%),將所有的樣品在500℃保溫30 h后冷卻到室溫,然后將樣品切成尺寸為25 mm×20 mm的小片。

    表1 實驗用N36鋯合金材料主要化學(xué)成分 %

    1.2 透射電鏡實驗

    本次實驗用JEOL-200CX透射電鏡觀察樣品的顯微組織,用帶EDS的JEOL-2010F場發(fā)射高分辨透射電鏡分析樣品中第2相的成分。

    開始制備TEM樣品時,首先用機械方法將樣品厚度從0.5 mm減薄至0.1 mm以下,然后取出φ3 mm的樣品薄片,用雙噴電解拋光的方法制備薄試樣。選用的電解拋光液為10%HClO4+90%C2H5OH(加液氮冷卻),為了得到清潔的表面,在拋光結(jié)束后要迅速轉(zhuǎn)移到無水乙醇中清洗。

    1.3 高壓釜腐蝕實驗

    鋯合金作為核燃料的包殼,其中一個重要作用就是將核燃料裂變時釋放的熱能傳遞給冷卻劑。其內(nèi)表面在400℃溫度下與裂變產(chǎn)物接觸,外壁受280~350℃高溫高壓水的沖刷和腐蝕。研究鋯合金耐腐蝕性能時,必須模擬反應(yīng)堆中的高溫高壓條件。

    在此設(shè)計高壓釜腐蝕實驗,所用的高壓釜容積為1L,耐壓30 MPa,配有1.0級量程為40 MPa的壓力表、排氣閥和防爆閥。所用介質(zhì)為水蒸汽,而且是去離子水。腐蝕介質(zhì)為400℃、壓力10.3 MPa水蒸汽,以及350 ℃、16.8 MPa、0.01 mol/L 的 LiOH 水溶液。電子分析天平的測量精度為0.1 mg。

    實驗中用測量單位面積腐蝕增重的方法表示腐蝕程度和腐蝕速度。腐蝕增重計算式如下:

    式中:V—腐蝕增重,mg/dm2;

    W0—實驗樣品腐蝕前的重量,mg;

    W—實驗樣品腐蝕后的重量,mg;

    S— 實驗樣品的表面積,dm2。

    氧化膜厚度與腐蝕增重的關(guān)系為:1 μm厚度對應(yīng)腐蝕增重15 mg/dm2。周期性地對樣品稱重,以獲得不同腐蝕時間的增重。

    為了表述方便,將以上工藝得到的樣品分別標(biāo)記為580℃樣品、780℃樣品和1 000℃樣品。

    2 結(jié)果及討論

    2.1 N36鋯合金樣品的腐蝕增重對比

    圖1為N36鋯合金樣品的腐蝕增重曲線,分別表示經(jīng)不同處理的樣品在400℃、10.3 MPa水蒸氣中的腐蝕增重曲線。觀察腐蝕開始后的變化:前70 d的1 000℃樣品腐蝕增重略高于其他2種,580℃樣品和780℃樣品腐蝕程度相當(dāng);腐蝕70 d之后,780℃樣品腐蝕速度加快,580℃樣品腐蝕速度變慢;腐蝕310 d之后,1 000℃樣品的腐蝕增重明顯高于其他樣品,580℃樣品腐蝕增重最小。

    圖1 N36鋯合金樣品的腐蝕增重曲線

    2.2 N36鋯合金樣品顯微組織對比

    圖2是580℃樣品的顯微組織??梢钥吹降?相粒子分布很均勻。經(jīng)高分辨電鏡和能譜分析,580℃樣品的第2相粒子大致可以分為2類:第1類呈不規(guī)則的多邊形,尺寸約為100~200 nm,F(xiàn)e元素和Nb元素含量較高,一般稱之為Zr-Nb-Fe粒子;第2類形狀規(guī)則,呈圓形或橢圓形,尺寸約為20~30 nm,Nb元素含量很高(接近80%),F(xiàn)e元素含量很少甚至不含F(xiàn)e元素,應(yīng)該屬于βNb粒子。

    圖2 580℃樣品的顯微組織

    圖3所示為780℃樣品的顯微組織。780℃樣品中的第2相粒子呈帶狀分布,且?guī)罱M織的長度和寬度較大,第2相粒子的尺寸也有所增加。EDS分析表明:780℃樣品中也存在2種類型的第2相粒子,即Zr-Nb-Fe粒子和βNb粒子。其中Zr-Nb-Fe粒子的形狀不規(guī)則,尺寸約為50~100 nm;βNb粒子形狀規(guī)則,呈圓形或橢圓形,尺寸約為20~30 nm。

    圖3 780℃樣品的顯微組織

    圖4所示是1 000℃樣品的顯微組織。可以看到,它的第2相粒子分布比較均勻,且粒子的大小存在差異,這與580℃樣品中第2相粒子的分布類似;同時顯微組織中存在帶狀分布的第2相粒子。因此,可以認(rèn)為它的第2相粒子的分布規(guī)律介于前2種分布規(guī)律之間。它的第2相形狀和尺寸差異較大,尺寸較大的粒子形狀不規(guī)則,約為50~200 nm,尺寸較小的粒子呈圓形或橢圓形,大小約為20~30 nm。EDS分析發(fā)現(xiàn)有很多Zr-Nb-Fe粒子,只發(fā)現(xiàn)了很少量的βNb粒子。

    圖4 1 000℃樣品的顯微組織

    3 結(jié)語

    (1)熱處理制度對N36鋯合金的顯微組織有很大影響。580℃樣品顯微組織中第2相粒子分布很均勻,沒有發(fā)現(xiàn)任何帶狀組織;780℃樣品大部分第2相粒子都呈帶狀分布;1 000℃樣品的顯微組織中有部分第2相粒子呈帶狀分布,也有不少第2相粒子均勻分布。

    (2)第2相粒子的EDS分析結(jié)果表明,3種樣品中第2相以Zr-Nb-Fe粒子為主,也含少量βNb粒子,且1 000℃樣品中βNb粒子最少。

    (3)為期310d的高壓釜腐蝕實驗表明,580℃樣品的耐腐蝕性能最好,因為它的顯微組織中第2相粒子細(xì)小、分布均勻且體積分?jǐn)?shù)最高,而且基體中Nb元素含量在幾種樣品中最低。

    致謝

    感謝上海大學(xué)劉文慶研究員對本文的指導(dǎo)!

    [1]趙文金.預(yù)生氧化膜處理對鋯4包殼癤狀腐蝕的影響[J].稀有金屬,2000,24(2):151-154.

    [2]Thorvaldsson T,Andersson T,Wilson A,et al.Zirconium in the Nuclear Industry,Eighth International Symposium,ASTM STP 1023[C].Philadelphia,PA:America Society for Testing and Materials,1989:128-140.

    [3]Rudling P,Pettersson H,Andersson T,et al.Corrosion performance of Zircaloy-2 and Zircaloy-4 PWR fuel cladding[C].Philadelphia,PA:America Society for Testing and Materials,1989:213-226.

    [4]Foster J P,Dougherty J,Burke M G,et al.Influence of Final Recrystallization Heat Treatment on Zircaloy-4 Strip Corrosion[J].J.Nucl.Mat.,1990,173:164-178.

    [5]Zhou Bangxin,Zhao Wenjin,Miao Zhi,et al.The Effect of Heat Treatment on the Corrosion Behavior of Zircaloy-4[R]//China Nuclear Science and Technology Report,CNIC-01074,SINRE-0066,China Nuclear Informaton Center.Beijing:Atomic Energy Press,1996.

    [6]Sabol G P,Comstock R J,Nayak U P.Effect of Dilute Alloy Additions of Molybdenum,Niobium and Vanadium on Zirconium Corrosion[C].West Conshohocken,PA:America Society for Testing and Material,2000:525-544.

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