用于先进核能系统的12Cr-- ODS 铁素体钢的显微组织和力学性能.pdf

用于先进核能系统的12Cr-- ODS 铁素体钢的显微组织和力学性能.pdf

ID:56159592

大小:623.15 KB

页数:5页

时间:2020-06-04

用于先进核能系统的12Cr-- ODS 铁素体钢的显微组织和力学性能.pdf_第1页
用于先进核能系统的12Cr-- ODS 铁素体钢的显微组织和力学性能.pdf_第2页
用于先进核能系统的12Cr-- ODS 铁素体钢的显微组织和力学性能.pdf_第3页
用于先进核能系统的12Cr-- ODS 铁素体钢的显微组织和力学性能.pdf_第4页
用于先进核能系统的12Cr-- ODS 铁素体钢的显微组织和力学性能.pdf_第5页
资源描述:

《用于先进核能系统的12Cr-- ODS 铁素体钢的显微组织和力学性能.pdf》由会员上传分享,免费在线阅读,更多相关内容在应用文档-天天文库

1、第36卷第6期北京科技大学学报V01.36NO.62o14年6月JournalofUniversityofScienceandTechnologyBeijingJun.2014用于先进核能系统的12Cr-ODS铁素体钢的显微组织和力学性能李少夫¨,周张健,孙永铎,户赫龙¨,王曼¨,张广明¨,邹雷¨,张丽伟1)北京科技大学材料科学与工程学院,北京1000832)中国核动力研究设计院,成都610041园通信作者:E·mail:zhouzhangjianustb@163.eom摘要以12Cr一0.5Ti-1W的气雾化粉和纳米Y0粉末为原料,通过对预合金粉末的机械合金

2、化和热等静压烧结成型的方法制备了12Cr—ODS铁素体钢,然后运用锻造和热处理等方法实现对材料力学性能的提高.在透射电子显微镜下观察到组织中弥散分布的纳米氧化物颗粒,能谱分析确定氧化物弥散颗粒为Y—Ti一0的复杂氧化物.利用抗拉强度测试和超声无损检测等方法对12Cr-ODS铁素体钢的力学性能进行了分析.关键词铁素体钢;机械合金化;热等静压;微观组织;力学性能分类号TG142.23:TF124.32Microstructureandmechanicalpropertiesof12Cr-ODSferriticsteelforadvancednuclearenerg

3、ysystemsL/Shao-fu¨,ZHOUZhang-fian,SUNYong—duo,HUHe—long¨,WANGMan¨,ZHANGGuang-ming¨,ZOULei¨,ZHANGLi-wei)1)SchoolofMaterialScienceandEngineering,UniversityofScienceandTechnologyBeijing,Beijing100083,China2)NuclearPowerInstituteofChina,Chengdu610041,China园Correspondingauthor.E-mail:zho

4、uzhangjianustb@163.cornABSTRACTTaking12Cr-0.5Ti-1Wgasatomizedpowdersandnona-Y2O3aspre—alloyedpowders,12Croxidedispersionstrength-ened(ODS)ferriticsteelwasfabricatedbymechanicalalloying(MA)andhotisostaticpressing(HIP).Thepropertiesoftheferritiesteelwereimprovedbyforgingandheattreatme

5、nt.Nano—oxideparticleswereobservedinthemicrostructurebytransmissionelectronmicroscopy.andtheseprecipitatedparticleswereidentifiedtobeY—Ti一0complexcompoundsbyenergydispersiveX·rayspectroscopy.Themechanicalpropertiesoftheferritiesteelwereanalyzedbytensilestrengthtestanduhrasonicnon-de

6、structivetest.KEYWORDSferriticsteel;mechanicalalloying;hotisostaticpressing;microstructure;mechanicalproperties核能的发展已经到了第四代,超临界水冷堆作材料学界带来巨大的挑战_2].反应堆包壳管材料为第四代先进核能系统中唯一的水冷堆。具有非常需要具备很好的抵抗中子辐照脆化的能力和较低大的发展潜力,但是材料是实现第四代核反应堆高的辐照肿胀性,同时在高温环境下也需要具有很能运行的一个关键性问题J.超临界水冷堆需要好的力学性能-4].运行于较高压力(25MP

7、a以上)、较高温度(500目前,国内外对于第四代核反应堆包壳材料的℃)和强烈的中子辐照环境下。这种极端的条件给研发工作主要集中在奥氏体不锈钢、铁素体/马氏体收稿日期:2013-03-24基金项目:国家重点基础研究发展规划资助项目(2007CB209800)DOI:10.13374/j.issnl001—053x.2014.06.009;http://journals.ustb.edu.cn·764·北京科技大学学报第36卷(ferritie/martensitie,F/M)不锈钢、镍基合金及氧化(1050℃,3h,空冷)之后再进行回火处理(730oC。1物弥散

8、强化(oxidedispersions

当前文档最多预览五页,下载文档查看全文

此文档下载收益归作者所有

当前文档最多预览五页,下载文档查看全文
温馨提示:
1. 部分包含数学公式或PPT动画的文件,查看预览时可能会显示错乱或异常,文件下载后无此问题,请放心下载。
2. 本文档由用户上传,版权归属用户,天天文库负责整理代发布。如果您对本文档版权有争议请及时联系客服。
3. 下载前请仔细阅读文档内容,确认文档内容符合您的需求后进行下载,若出现内容与标题不符可向本站投诉处理。
4. 下载文档时可能由于网络波动等原因无法下载或下载错误,付费完成后未能成功下载的用户请联系客服处理。