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先进反应堆候选材料的微结构分析

作 者: 邹婷婷
导 师: 沈寅忠
学 校: 上海交通大学
专 业: 核能与核技术工程
关键词: 先进反应堆 结构材料 微观结构 ODS合金PM2000 316L奥氏体不锈钢
分类号: TL341
类 型: 硕士论文
年 份: 2012年
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内容摘要


为了确保核电的可持续发展,进一步提高核电的安全性、可靠性、经济性以及防止核扩散,各国已经开始研究第四代反应堆,第四代反应堆的最大特点便是堆内运行温度的显著提高。堆内运行温度的提高提高了热电转换率、核燃料的利用率以及电厂的经济性等,但与此同时,温度的升高使得反应堆堆内的运行工况更为复杂,使得对材料的性能要求也更加苛刻,第四代反应堆结构材料必须具有高温下抗氧化,抗蠕变,抗辐照等优秀性能。目前,已确定第四代反应堆的结构候选材料有七种,分别是:镍基合金、奥氏体不锈钢、铁素体/马氏体钢、氧化物弥散强化(Oxide Dispersion Strengthened, ODS)钢、陶瓷材料、难熔金属以及石墨。本文对ODS PM2000合金以及奥氏体不锈钢316L两种候选材料进行了相关实验。实验中,PM2000采用了热轧态以及经1350℃再结晶热处理两种状态的样品,316L奥氏体不锈钢采用了经过1100℃固溶处理后采取水冷、空冷、油冷方式冷却以及热轧态四种样品,以及水冷样品在600℃和650℃条件下拉伸后的试样。实验时,分别采用了光学显微镜,透射电子显微镜以及EDX能谱色散仪分析了上述两种材料不同状态下的微观组织、结构等。在PM2000样品的透射电镜试验中,我们发现了材料中弥散的析出颗粒多为10~50 nm的区间内,Al-Fe(Cr)氧化物,Al-Y(Fe,Cr)氧化物,Al(Cr,Ti)氧化物以及Fe-Cr(Al,Ti)金属间化合物等四大类析出相,其中,Al-Fe(Cr)氧化物是在材料中首次发现的析出相,同时对比热轧态样品以及再结晶态样品,还发现,再结晶态样品中的析出相比之热轧态的细化很多。在对316L的研究中,我们发现316L奥氏体不锈钢四种不同状态样品的金相实验中发现固溶处理后,奥氏体晶粒长大了许多,且基体中出现了很多孪晶组织;在对水冷样品650℃拉伸实验后样品的TEM实验中发现,650℃拉伸实验时出现的锯齿减弱直至消失的现象与溶质原子的浓度有关。

全文目录


摘要  3-5
ABSTRACT  5-9
第一章 绪论  9-17
  1.1 研究背景  9-11
  1.2 第四代反应堆  11-12
  1.3 反应堆材料  12-13
  1.4 材料介绍  13-15
    1.4.1 ODS 合金  13-14
    1.4.2 奥氏体不锈钢  14-15
  1.5 本课题研究的目的和意义  15-16
  1.6 本章小结  16-17
第二章 实验方案设计和实验过程  17-25
  2.1 实验材料  17-18
    2.1.1 ODS 合金—PM2000  17
    2.1.2 奥氏体不锈钢316L  17-18
  2.2 实验方案  18-20
    2.2.1 光学显微镜  18-19
    2.2.2 透射电子显微镜  19-20
    2.2.3 能量色散谱仪  20
  2.3 实验方法  20-22
    2.3.1 光学显微分析  20-21
    2.3.2 透射电子显微分析  21-22
  2.4 实验过程  22-24
    2.4.1 ODS 合金的透射电镜实验过程  22-23
    2.4.2 奥氏体不锈钢的实验过程  23-24
  2.5 本章小结  24-25
第三章 PM2000 的微结构分析  25-52
  3.1 形貌分析  25-29
  3.2 析出相尺寸分布  29-31
    3.2.1 E-ruler 微型软件介绍  29
    3.2.2 析出相尺寸统计分析  29-31
  3.3 析出相化学成分分析  31-48
    3.3.1 Al-Fe(Cr)氧化物  32-37
    3.3.2 Al-Y(Fe,Cr)氧化物  37-41
    3.3.3 Al(Cr,Ti)氧化物  41-44
    3.3.4 Fe-Cr(Al,Ti)金属间化合物  44-48
  3.4 析出相衍射花样分析  48-51
    3.4.1 pcpdfwin 软件介绍  48
    3.4.2 析出相衍射花样  48-51
  3.5 本章小结  51-52
第四章 316L 奥氏体不锈钢的微结构分析  52-64
  4.1 光学显微分析  52-56
  4.2 600℃和 650℃下水冷样品的拉伸后试样透射电子显微分析  56-63
    4.2.1 动态应变时效  57-58
    4.2.2 实验分析  58-63
  4.3 本章小结  63-64
第五章 结论与展望  64-66
  5.1 实验结论  64-65
  5.2 研究展望  65-66
参考文献  66-69
致谢  69-70
攻读学位期间发表或录用的学术论文  70-71
附件  71-73

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中图分类: > 工业技术 > 原子能技术 > 核反应堆工程 > 反应堆材料及其性能 > 结构材料
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