孙耀
,
张乐福
,
李力
腐蚀与防护
采用慢应变速率试验(SSRT)研究了800H合金、825合金、HR3C不锈钢在550 ℃和650℃,25 MPa的超临界水环境中的应力腐蚀行为.结果表明,825合金在两个温度下的抗拉强度均最高、延伸率均最大,HR3C不锈钢和800H合金次之.由断口形貌可见,550 ℃和650℃时的800H合金、825合金和550℃时的HR3C不锈钢的失效模式均为韧性断裂和脆性断裂同时存在的断裂行为,而650 C时的HR3C不锈钢失效模式为完全的韧性断裂.
关键词:
超临界水冷堆
,
慢应变速率试验
,
应力-应变曲线
,
断口形貌
,
应力腐蚀开裂倾向
顾汉洋
,
程旭
,
杨燕华
工程热物理学报
目前国际上对超临界水冷堆进行了大量的研究,但对其堆芯内超临界流体流动传热的认识还十分欠缺.本文采用CFX对超临界水冷堆典型子通道内的流动传热特征进行了CFD研究,对比分析了四边形和三角形布置的两类子通道流动传热特征.计算结果表明二阶SSG湍流模型能较好地模拟子通道内的超临界流体流动和传热特征.流动特征的分析表明四边形子通道内的二次流比三角形子通道内的复杂,强度也更大.两类子通道内的湍流脉动特征类似,当栅距较小时其间隙处的湍流交混系数都在0.02～0.025之间.四边形子通道的周向温度和换热不均匀性比三角形子通道的强烈.
关键词:
超临界水冷堆
,
子通道
,
传热
,
数值模拟
郑中成
,
郭立平
,
唐睿
原子核物理评论
doi:10.11804/NuclPhysRev.34.02.211
超临界水冷堆(SCWR)是第四代核电站的主力堆型之一,高温、高压、超临界水环境下的辐照损伤问题是其燃料包壳材料面临的最大挑战.SCWR燃料包壳候选材料主要包括锆合金、奥氏体不锈钢、铁素体/马氏体不锈钢、镍基合金、ODS合金五大类,奥氏体不锈钢是最有希望的候选材料.介绍了近年来在这个领域国际上的主要研究进展.作者所在团队也对多种SCWR的候选材料进行了辐照损伤研究,包括:镍基合金C-276和718、铁素体/马氏体钢P92、奥氏体不锈钢AL-6XN和HR3C.对AL-6XN的氢离子辐照实验发现,辐照产生的缺陷主要是间隙型位错环,伯格斯矢量为1/3<111>,在较高剂量(5～7 dpa)辐照下,出现空洞肿胀.在氢滞留的影响下,位错环有着独特的演化规律,总结提出了位错环的四阶段演化过程.
关键词:
超临界水冷堆
,
燃料包壳材料
,
辐照损伤
,
中子辐照
陈乐
,
唐睿
,
梁波
,
张强
,
刘鸿
稀有金属材料与工程
采用MTS材料试验机研究了作为超临界水冷堆候选材料的Inconel-718、Incoloy-825、Incoloy-800H 3种高温合金,在650℃和室温、±0.5％应变幅的低周疲劳性能,并采用扫描电镜对试验后样品进行了断口分析.结果表明:在两种温度条件下,718的疲劳寿命均最高.温度对3种高温合金的稳态迟滞回线面积和弹性变形量几乎无影响;718的稳态迟滞回线面积远低于825和800H,而弹性变形量几乎达到825和800H的2倍,有利于提高其疲劳寿命.在循环变形过程中,718呈循环软化状态,825和800H呈先循环硬化再循环饱和状态,且在高温下循环硬化效应更明显.在650℃低周疲劳试验后,718样品断口表面的疲劳间距不足1 μm,而对于825和800H则分别达到2.28和2～20 μm,进一步表明了718在3种材料中低周疲劳性能最好.
关键词:
超临界水冷堆
,
低周疲劳
,
高温合金
