核电站用高锆含量块体非晶合金的制备和性能
锆合金在核电站中作为包壳材料得到了广泛应用。本文通过合金成分设计，利用电弧熔炼-水冷铜模铸造法制各了高Zr含量的Zr-Ni-Nb-Be块体非晶合金，采用X射线衍射(XRD)、示差扫描热分析(DSC)、扫描电镜(SEM)和室温静态压缩等实验方法，研究了高Zr含量块体非晶合金的非晶形成能力和热稳定性，以及Zr含量对材料力学性能的影响，此外还对合金抗腐蚀能力进行了研究。结果显示，Zr69Ni6Be21非晶合金的过冷液相区△Tx=59K，屈服强度为1595MPa，压缩塑性可达1.1％；块体非晶合金抗酸腐蚀能力明显优于医用CERT316不锈钢，在核电站领域有较好的应用前景。
Zr-Ni-Nb-Be 块体非晶合金 耐腐蚀能力 核电站
刘胜男 惠希东 吕昭平 王美玲 陈国良
北京科技大学新金属材料国家重点实验室，北京 100083
国内会议
苏州
中文
218-227
2009-10-14（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）