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1、超臨界水冷堆(SCWR)運(yùn)行在水的熱力學(xué)臨界點(diǎn)以上(372℃,22.1MPa)以上,是第四代核電系統(tǒng)中唯一使用輕水冷卻的堆型。該堆型具有熱效率高、系統(tǒng)簡(jiǎn)化、機(jī)組可持續(xù)性強(qiáng)、燃料利用率高等諸多突出特點(diǎn),是適合大型發(fā)電的主要堆型。由于超臨界水腐蝕性極強(qiáng),反應(yīng)堆又工作在500℃以上高溫高壓條件下,因此對(duì)材料的高溫耐蝕性能、抗蠕變、抗疲勞性能提出極高要求。迄今,超臨界水堆中材料選用仍然是超臨界水堆研發(fā)過程中的一個(gè)主要問題。
當(dāng)前對(duì)實(shí)用
2、核材料的研究尤其是疲勞性能方面的研究,大部分僅限于某些特定材料在特定條件下的性能及變形機(jī)制,對(duì)跨尺度變形機(jī)制的研究不細(xì)致不系統(tǒng),對(duì)材料各向異性與疲勞行為的關(guān)系研究也僅限于某些特定的單晶材料,在向?qū)嶋H多晶材料推廣的過程中遇到了極大困難。為了解決這一問題,為材料跨尺度疲勞研究提供基礎(chǔ)的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù),本次研究選取SCWR候選材料中具有很強(qiáng)代表性的AL6XN超級(jí)奧氏體不銹鋼作為研究對(duì)象,利用原位中子衍射和EBSD、TEM準(zhǔn)原位觀察,結(jié)合材料宏觀疲勞
3、試驗(yàn)對(duì)材料疲勞變形行為與取向關(guān)系進(jìn)行了探究。
AL6XN不銹鋼在常規(guī)宏觀疲勞試驗(yàn)中總應(yīng)變幅為±0.3%樣品壽命約為38000周,總應(yīng)變幅為±0.8%樣品壽命約為2100周,疲勞過程中兩組樣品分別表現(xiàn)出循環(huán)軟化和先硬化再軟化的現(xiàn)象,同時(shí)塑性變幅的變化與應(yīng)力相反。材料中的這種循環(huán)應(yīng)力響應(yīng)行為,在低應(yīng)力狀態(tài)下可以用Cottrell理論和背應(yīng)力理論進(jìn)行解釋,這種現(xiàn)象是由材料的不協(xié)調(diào)變形引起的;在高應(yīng)力狀態(tài)下則與材料內(nèi)部位錯(cuò)結(jié)構(gòu)的劇烈轉(zhuǎn)
4、變有關(guān)。
TEM觀察發(fā)現(xiàn)AL6XN在不同的應(yīng)力狀態(tài)下的位錯(cuò)結(jié)構(gòu)和變形方式密切相關(guān)。在低應(yīng)力狀態(tài)下位錯(cuò)密度較低,材料中存在的主要是初級(jí)位錯(cuò)陣列和簡(jiǎn)單位錯(cuò)墻,變形方式是典型的平面滑移;在高應(yīng)力狀態(tài)下位錯(cuò)密度則非常高,材料中存在的主要是具有波狀滑移特點(diǎn)的位錯(cuò)網(wǎng)、PSB、脈絡(luò)以及位錯(cuò)胞等復(fù)雜位錯(cuò)結(jié)構(gòu),疲勞過程存在變形機(jī)制的轉(zhuǎn)變過程。從位錯(cuò)結(jié)構(gòu)分布來看,材料的變形損傷具有取向依賴性,但兩種不同的應(yīng)力狀態(tài)下表現(xiàn)形式和尺度可能不同。
5、 在對(duì)樣品進(jìn)行的同應(yīng)變幅原位中子衍射疲勞試驗(yàn)中發(fā)現(xiàn)材料表現(xiàn)出了與宏觀疲勞試驗(yàn)相同的循環(huán)應(yīng)力響應(yīng)。在對(duì)不同面族(法向)彈性微應(yīng)變進(jìn)行觀察統(tǒng)計(jì)時(shí)發(fā)現(xiàn)疲勞過程中材料的變形行為具有極強(qiáng)的取向依賴性:[101]和[111]取向附近晶粒在疲勞過程中分別主要提供壓向和拉向塑性變形損傷;[101]具有更強(qiáng)的彈性應(yīng)變響應(yīng)能力因而[111]取向更易損傷;[001]取向附近則主要表現(xiàn)為彈性形變。
EBSD分析發(fā)現(xiàn),AL6XN鋼中的晶界在變形過程中
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