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用扫描电子显微镜、透射电子显微镜和相分析研究了3种不同钛含量的Inconel 690合金经不同固溶温度+715℃×15 h,TT处理后的析出相.结果表明:合金经TT处理后,均有M23C6析出,并含有一定量的Ti(C,N);钛含量为1.10%的合金中有γ'相析出,7'相在晶内弥散分布;M23C6大多在晶界上析出,而且在孪晶界和晶内位错线处也均有析出,M23C6与界面一侧基体保持立方一立方的平行位向关系;钛含量增加,析出的M23C6尺寸变小,间距增大,晶界附近的铬含量明显提高,有利于改善合金的耐腐蚀性能.

参考文献

[1] 陆世英.核蒸发器用OCr30Ni60Fe(1nconel-690)合金的发展[A].北京:原子能出版社,1988
[2] 张红斌,李守军,胡尧和,谢锡善,王剑志.国外关于蒸汽发生器传热管用Inconel690合金研究现状[J].特钢技术,2003(04):2-11.
[3] Kai J J;Yu G P;Tsai C H et al.The Effects of Heat Treatment on the Chromium Depletion.Precipitate Evolution,and Corgosion Resistance of Ineonel Alloy 690[J].Metallurgical and Materials Transactions,1989,20A:2057.
[4] Sedriks A J;Sehuh J W;Cordovi M A .Ineonel Alloy 690-A New Corrosion Resistant Material[J].Boshoku GjUtSU (Corros Eng),1979,28:82.
[5] Berge J P;Donati J R .Materials Requirement for Pressurizes Water Reactor Steam Generator Tubing[J].Nuel Technol,1981,55(01):88.
[6] Yun Soo Lim;Joung Soo Kim;Hong Pyo Kim.The Effect of Grain Boundary Misorientation on the Intergranular M23 C6 Carbide Precipitation in Thermally Treated Alloy 690[J].Journal of Nuclear Materials,2004(335):108.
[7] 长野博夫 .压水堆蒸汽发生器管系用690合金的研究开发和制造体制[J].住友金属(日本),1988,40(04):110.
[8] Smith J C;张富源.消除磨石-2堆SG管子的破损[J].国外核动力,1991(01):45.
[9] 邱绍宇;苏兴万;文燕 等.热处理对690合金腐蚀性能影响的试验研究[J].核动力工程,1995,16(04):336.
[10] TM Angeliu;G S Was .Behavior of Grain Boundary Chemistry and Precipitates Upon Thermal Treatment of Controlled Purity Alloy 690[J].Metallurgical and Materials Transactions,1990,21A(08):2097.
[11] 李强,周邦新.690合金的显微组织研究[J].金属学报,2001(01):8-12.
[12] 李玉清;刘锦岩.高温合金晶界间隙相[M].北京:冶金工业出版社,1990
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