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《690合金中不同類型晶界處碳化物的析出形貌》由會(huì)員上傳分享，免費(fèi)在線閱讀，更多相關(guān)內(nèi)容在學(xué)術(shù)論文-天天文庫(kù)。
1、上海大學(xué)碩士學(xué)位論文摘要690合金作為壓水反應(yīng)堆的蒸汽發(fā)生器傳熱管材料，已經(jīng)逐漸代替600合金，雖然取得了較好的效果，但隨著核電工業(yè)的發(fā)展，進(jìn)一步提高蒸汽發(fā)生器的可靠性是需要研究的問(wèn)題。690合金和很多奧氏體不銹鋼一樣，晶間碳化物在時(shí)效過(guò)程中析出并在晶界附近產(chǎn)牛貧鉻區(qū)，這對(duì)材料的腐蝕性能和力學(xué)性能都有很大影響。本課題組通過(guò)690合金晶界工程的研究，利用小形變量冷軋和在較高溫度下(1100℃)短時(shí)間退火工藝將690合金的低ECSL(CSL是“coincidencesitelattice”的縮寫(xiě)，即重位點(diǎn)陣。fLiZCSL是指∑=29)晶界比例提高到70
2、％以上，大幅提高了材料的抗晶間腐蝕能力。該工藝既實(shí)現(xiàn)了固溶處理的目的，又使樣品中形成了大量低ECSL晶界。在此基礎(chǔ)上研究不同類型晶界處碳化物析出的特殊行為以及對(duì)晶界附近貧鉻區(qū)的影響。能夠得出在不同類型晶界處碳化物析出的特殊問(wèn)題，為690合金的晶界工程應(yīng)用研究提供翔實(shí)的參考數(shù)據(jù)，為進(jìn)一步提高690合金抗晶間腐蝕和晶間應(yīng)力腐蝕能力提供依據(jù)?！竟ぷ鲬?yīng)用光學(xué)顯微鏡、透射電子顯微鏡、掃描電子顯微鏡、電子背散射衍射和取向成像顯微技術(shù)研究了690合金不同類型晶界處碳化物形貌的差別及其隨時(shí)效熱處理時(shí)間的演化。通過(guò)深蝕刻的辦法，觀察了晶界碳化物的三維立體形貌，闡明了
3、不同類型晶界處碳化物形貌差別的原因，探討了其中的機(jī)理，得出以下主要結(jié)論：(1)經(jīng)過(guò)冷軋10％然后在1100。C再結(jié)晶退火5rain的處理可以將低ZCSL晶界比例提高到70％以上，其中∑3n(n=l，2，3?)晶界占主要比例。該工藝既實(shí)現(xiàn)了固溶處理的目的，又使樣品含有大量低∑CSL晶界。(2)觀察到碳化物為富鉻FCC結(jié)構(gòu)的M23C6，晶界處碳化物與一側(cè)晶粒存在共格取向關(guān)系。碳化物的晶格常數(shù)約為基體的3倍。觀察到晶界處的碳化物以枝晶形式生長(zhǎng)，隨機(jī)晶界處(鬟JM23C6產(chǎn)生高次枝晶，孿晶的非共格界面(Z3i界面)及∑9晶界處的條狀碳化物實(shí)質(zhì)上為碳化物的二次
4、枝晶。條狀的M23C6二次枝晶可以向Z3i界面附近兩側(cè)晶粒內(nèi)部生長(zhǎng)，但儀向∑9晶界一側(cè)附近的晶粒內(nèi)部生長(zhǎng)。在E27與隨機(jī)晶界附近形成的M23C6枝晶不會(huì)向晶粒內(nèi)部發(fā)展。V上海大學(xué)碩士學(xué)位論文(3)不同類型晶界上的碳化物隨時(shí)效時(shí)間延長(zhǎng)而不斷長(zhǎng)大，但碳化物形貌演化的規(guī)律卻有不同。孿晶的共格界面(E3。界面)和∑9晶界上的碳化物長(zhǎng)大的非常慢。Z3i界面和∑9晶界附近的條狀碳化物隨時(shí)效時(shí)間延長(zhǎng)會(huì)明顯長(zhǎng)大。E27晶界與隨機(jī)晶界上碳化物的形貌及其演化規(guī)律相似，隨著時(shí)效時(shí)間的延長(zhǎng)而長(zhǎng)大。(4)不同類型晶界附近的貧鉻區(qū)鉻濃度分布有很大區(qū)別。經(jīng)過(guò)相同時(shí)效處理后，∑3。
5、界面處的最低鉻濃度值和其它類型晶界處相比最高，隨機(jī)晶界處最低鉻濃度值最低。相同腐蝕條件下，∑3。界面腐蝕很輕，Z3i界面與∑9晶界處可以觀察到明顯腐蝕痕跡，∑27晶界和隨機(jī)晶界的腐蝕程度相近，都LLZ3晶界和∑9晶界腐蝕嚴(yán)重很多。時(shí)效不同時(shí)間后的樣品，經(jīng)晶間腐蝕實(shí)驗(yàn)后，腐蝕失重有明顯差別。關(guān)鍵詞：690合金，碳化物形貌，晶界類型，晶間腐蝕，孿晶相關(guān)晶界VI卜海大學(xué)碩’1：學(xué)位論文ABSTRACTThenickel—basedAlloy690，withmaincompositionNi-30Cr-10Fe(massfi'action，％)，iscurr
6、entlyreplacingAlloy600(Ni-16Cr-9Fe，massfraction，％)asasteamgeneratortubematerialinpressurizedwaterreactors，becauseofitssuperiorresistancetointergranularstresscorrosioncracking(IGSCC)．Butwithprolongedservicelifetimeandimprovedperformancebeingdemandedbythenuclearenergyindustry，the
7、needtoimprovetheresistancetoIGSCCandintergranularstresscorrosion(IGA)inAlloy690shouldalsobeconsidered．CarbidesprecipitateatgrainboundariesinAlloy690andausteniticstainlesssteelsafterproperthermalaging．Themorphologyofcarbidescaninfluencethemechanicalandcorrosionpropertiesofthemat
8、erial。Inthepreviousresearchofourgroup，thefractionoflow
