摘要：研究了原始态和消应力热处理态12CrNi5MoV锻钢的组织与性能,结果表明,经消应力热处理后,12CrNi5MoV锻钢的强度和塑性与原始态试样的相比变化不大,而冲击韧性明显降低,锻钢发生明显脆化。试验用12CrNi5MoV锻钢含有一定量的P及易引发回火脆性的Ni、Cr、Si、Mn等元素,是发生脆化的根本原因。

摘要：研究了快中子注量率、注量和辐照温度等辐照参数对低铜压力容器钢的辐照脆化程度的影响，从而将实验堆辐照试验数据与动力堆监督试验数据关联。采用了仪表化冲击试验设备和双曲正切函数回归计算的数据处理方法，因而确保了实验结果的准确性。应用半经验公式将仪表化冲击试验数据转化为动态断裂韧性。为压力容器使用寿命评估和新建核电站压力容器设计提供了材料辐照脆化数据。

摘要：钛及钛合金粉末冶金制备技术在新型合金成分设计、组织均匀调控、近终形制备及产品稳定性等方面具有显著优势。然而,高活性钛粉极易受间隙氧元素污染,导致其粉末冶金制件力学性能严重恶化。钛合金(如Ti6Al4V)一般对氧的临界容忍含量为0.33%,一旦超出其塑性大幅下滑。因此,如何解决高氧钛粉的氧脆化问题是实现其在高性能粉末冶金钛制件应用的关键。

摘要：本文通过回顾现有国际上通用的核电厂失水事故(LOCA)安全准则的历史来源和基本原理,阐述了LOCA工况下堆芯可冷却性的内涵,介绍了早期发现的锆合金包壳氧化程度、峰值温度和鼓胀爆破区域的脆化行为及其机理,以及基于这些机理建立的确保LOCA下包壳完整性的基本思想和安全准则。通过归纳总结近些年来核工业界对高燃耗锆合金包壳LOCA工况下脆化行为的研究成果,概述了包括氢增氧致β相脆化、失稳氧化和包壳内表面吸氧等新发现的锆合金包壳脆化现象及其机理,分析了这些新的脆化机理对LOCA工况下堆芯可冷却性的影响,同时还介绍了基于新现象建立的LOCA安全准则的最新进展,这些认识可为我国自主化新锆合金包壳研发及性能试验、核电厂LOCA安全分析提供借鉴,对于抗事故燃料包壳材料在LOCA工况下的性能评价也有一定的参考价值。

摘要：较低温度(<350℃)下,反应堆结构材料的中子辐照硬化与脆化行为一直是其核工程应用中关注的热点问题之一。低活化铁素体/马氏体钢(RAFM)是国际热核聚变堆实验包层模块(ITER-TBM)首选结构材料,其在寿期内受到的中子辐照累积剂量不超过3 dpa,服役温度300~500℃。为推进具有我国自主知识产权的中国低活化钢-CLAM钢在ITER中国实验包层模块(ITER-CN-TBM)中的应用,本文通过开展1.61 dpa/300℃中子辐照前后CLAM钢拉伸性能和冲击性能测试以及与国际同类低活化钢相近辐照条件下的性能数据进行对比分析,研究了中子辐照后CLAM钢的硬化和脆化行为。结果表明,CLAM钢辐照后在室温测试时的抗拉强度和屈服强度分别为692 MPa和596 MPa,相比辐照前分别增加了29 MPa和56 MPa,表现出一定程度的辐照硬化。辐照后的韧脆转变温度DBTT相比辐照前增加了56℃,出现辐照脆化现象。与国际同类低活化钢在相近辐照条件下的测试结果对比分析,表明CLAM钢具有相对优异的抗中子辐照能力。

摘要：目的:研究灵芝孢子破壁的工艺,提高灵芝孢子粉破壁率。方法:以灵芝孢子粉的含水量和影响破壁的硬度为指标,选取脆化温度、抽空干燥温度、抽空干燥时间为考察因素,采用L9(34)正交设计优选变温压差脆化条件;制得的脆化样品与超微粉碎进行破壁率比较。结果:最佳脆化条件为脆化温度100℃,抽空干燥温度80℃,抽空干燥时间1 h。在此条件下,灵芝孢子粉含水量3.0%,破壁硬度3.7 kg。脆化、干燥后的灵芝孢子粉经超微粉碎50 min,破壁率可达99.5%。结论:变温压差脆化结合超微粉碎技术可提高灵芝孢子破壁率。

摘要：根据分层止裂原理设计了异种钢熔焊接头的冲击断裂试样，采用示波冲击功定量评定了熔合区的脆化行为，利用扫描电镜分析了熔合区的断裂机制，并研究了不同焊接材料及焊后热处理工艺规范对熔合区脆化与断裂行为的影响。研究结果表明，焊态熔合区的脆化主要是由马氏体引起的，其断裂机制为马氏体的解理开裂。热处理后熔合区的脆化主要是由增碳层与脱碳层引起的，熔合区的断裂机制为析出碳化物的无特征开裂及脱碳层的沿晶开裂。对于不同的过渡层焊接材料，熔合区的断裂机制没有本质的区别，但其脆化程度存在明显的差异。经热处理以后，ＨＤ３０９Ｌ作过渡层的熔合区的脆化指数Ｅｂ是ＨＤ４５７Ｌ作过渡层的熔合区的１．５倍；而焊态脆化指数Ｅｂ，ＨＤ３０９Ｌ是ＨＤ４５７Ｌ的４倍。

摘要：为了研究基于应变设计的X70钢管在焊接热循环作用下热影响区软化和脆化现象,采用焊接热模拟试验、系列温度冲击试验及硬度检测等方法,分析了焊接接头热影响区组织形成、低温冲击韧性和软化程度大小的影响因素。研究结果表明,X70大变形钢焊接热影响区的脆化现象不明显,但存在不同程度的软化现象,填充层硬度最大降低10%,盖面层硬度最大降低11.6%。通过对焊缝的补强覆盖焊接增大了焊缝余高的宽度和高度,解决了焊缝热影响区的软化的问题。

摘要：一、引言目前正在研究的APWR的参数和结构与目前已建和建造中的压水堆相比予计不会有重大变化,主要的变化是反应堆寿期增长,如从目前的20—40年增加到40—60年,从而要求RPV的寿期相应增加20年。RPV寿期的增长将加剧容器材料的脆化,这是APWR-RPV面临的主要问题。 RPV的寿期主要取决于容器材料的韧性。

摘要：分析了增湿器Ⅰ产生脆化现象的原因。结果表明:奥氏体不锈钢因长期处于480℃高温服役,析出碳化物和σ相,致使材料严重脆化。