316L不锈钢焊接接头抗辐照损伤机制的研究

发布时间：2021-02-13 08:16

　　核电设备不仅需要在高温、高压和冷却介质的腐蚀环境中运行,部分关键部件还会承受中子辐照带来的辐照损伤。提高核电结构材料的高温力学性能、抗腐蚀性能和抗辐照损伤性能是确保核电设备安全运行的重要手段之一。核电设备所包含的大型构件在制造过程中必然会用到焊接技术,而焊缝是其最薄弱的部位,因此焊接接头辐照损伤的研究对核电设备制造工艺的改进和提高核电设备安全性具有重要的指导意义。核电设备中除少数特殊构件外,广泛的采用奥氏体不锈钢作为结构材料。多年来,国内外学者对奥氏体不锈钢辐照损伤的研究颇多,但对其焊接接头辐照损伤的研究较少。本文采用全自动TIG焊对316L奥氏体不锈钢进行焊接,结合XRD、TEM、SEM等多种表征手段对辐照后焊接接头的微观结构和表面形貌进行了表征,探究了焊接热输入和He⁺辐照剂量对316L不锈钢焊接接头微观结构演变和表面形貌的影响规律及变化机制;利用全自动显微硬度计对辐照前后的焊接接头的表面硬度进行了表征,结合辐照硬化理论探讨了焊接热输入和辐照剂量对焊接接头辐照硬化增量的影响规律及影响机理。研究发现,试样经2×10¹⁷ n/cm^2... 

【文章来源】：江苏大学江苏省

【文章页数】：76 页

【学位级别】：硕士

【部分图文】：

核电设备简易组成图

图 1.1 核电设备简易组成图Figure 1.1 Composition chart of nuclear power equipment前景子轰击可以发生裂变的重核，重核吸收中子后会发个中子并释放大量能量。核裂变常用的燃料为235U，235U + u→X1+ X2+（2~3）n + Q 核的质量 MN都是要小于组成这个原子核的所有核子△m。即：△m=Zmp+（A-Z）mn-MN子和中子的质量，Z 为原子序数，A 为质量数。（亏损△m[1]，根据爱因斯坦的质能方程，核裂变释放Q=△mc2（c为光速）

聚变反应示意图

【参考文献】：
期刊论文
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本文编号：3032232