本文關鍵詞：氘含量對Zr-4合金顯微組織和力學性能的影響　出處：《金屬學報》2016年12期 　論文類型：期刊論文

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【摘要】：采用XRD,OM,BSE,SEM和顯微硬度計等手段研究了氘含量對Zr-4合金顯微組織及力學性能的影響.結果表明,隨著氘含量(質(zhì)量分數(shù))從1.35%增加到2.21%,氘化物數(shù)量增加,其形態(tài)及分布也發(fā)生了顯著變化:在1.35%時,主要以晶內(nèi)針狀氘化物析出為主;隨著氘含量增加,晶界塊狀氘化物快速增長;當氘含量進一步增加至2.21%時,晶界塊狀氘化物開始相互銜接,并逐漸向晶內(nèi)生長.在氘含量較高的樣品表層,有一定厚度的氘化物層形成,且層內(nèi)出現(xiàn)微裂紋.所形成的氘化物以d-氘化物為主,而高氘含量樣品表面有e-氘化物出現(xiàn).樣品心部至表面存在一定的硬度梯度,且隨著氘含量的增加,樣品的硬度增加,其相應的硬度梯度增大.隨氘含量增加,樣品的屈服強度略有增加,而抗壓強度卻顯著下降,由1.35%下的1176 MPa降低到了2.21%下的856 MPa.抗壓強度的降低與組織中微裂紋有關.樣品壓縮后的裂紋主要沿晶界塊狀氘化物形成并擴展,因此晶界塊狀氘化物是材料壓縮性能下降的主要原因.
[Abstract]:The effect of deuterium content on the microstructure and mechanical properties of Zr-4 alloy was studied by means of SEM and microhardness tester. With the increase of deuterium content (mass fraction) from 1.35% to 2.21, the amount of deuteride increased and its morphology and distribution changed significantly: at 1.35. The main precipitation is acicular deuteride in crystal. With the increase of deuterium content, the grain boundary bulk deuteride increases rapidly. When the deuterium content is further increased to 2.21, the grain boundary deuterides begin to connect with each other and grow gradually into the crystal. A certain thickness of deuteride layer is formed in the surface layer of the sample with higher deuterium content. There are microcracks in the layer. The deuterides are mainly ddeuterides, while the edeuterides appear on the surface of the high deuterium content samples. There is a certain hardness gradient from the center of the sample to the surface, and with the increase of deuterium content. With the increase of deuterium content, the yield strength of the sample increased slightly, but the compressive strength decreased significantly. Down from 1, 176 MPa in 1.35% to 856 in 2.21%. The decrease of compressive strength is related to the microcrack in the microstructure. The crack formed and expanded along the grain boundary bulk deuteride after compression. Therefore, the grain boundary deuteride is the main reason for the decrease of the compression properties of the materials.
【作者單位】： 北京科技大學新金屬材料國家重點實驗室;
【基金】：國家自然科學基金項目21171018和51271021資助~~
【分類號】：TG146.414
【正文快照】： 隨著對能源需求的日益增加,核能的開發(fā)利用已成為世界各國尤其是中國發(fā)展新能源的重要途徑之一[1,2].鋯合金由于其較小的熱中子吸收截面、優(yōu)良的抗腐蝕性、熱穩(wěn)定性以及加工性能,廣泛應用于核反應堆包殼及支架等結構材料[3,4].鋯合金包殼目前所面臨的主要問題是靠水側(cè)的水汽腐

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本文編號：1415230