反应堆材料实验报告讲解
越冬茬秸秆生物反应堆应用方式研究试验报告
越冬茬秸秆生物反应堆应用方式研究试验报告随着设施蔬菜推广应用面积不断扩大，有机肥施用量不足成为影响蔬菜产量和品质的重要因素。
为了进一步拓宽有机肥积造途径，深化农作物秸秆生物反应堆技术研究，探索玉米秸秆行下式、行间式应用对作物生长发育土壤微环境的影响，区总站组织开展玉米秸秆不同使用方法试验研究，以期筛选出最佳的种植形式，为大面积推广提供科学依据，现将结果总结如下。
1材料与方法1.1 试验地点与材料试验选在古城镇温沟村日光温室进行实施，温室面积为377m2。
试验作物为番茄，品种为保罗塔；供试秸秆为玉米秸秆；供试生物菌种为北京市京圃园生物提供。
1.2试验设计试验根据不同种植形式设三个处理，处理1：行下式，处理2：行间式，处理3：对照（不填秸秆）。
安排在越冬茬番茄生产中，选择玉米秸秆。
试验设三次重复，随机区组排列，温室长58m，宽6.5m，垄距1.5m，每小区4垄，小区面积39m2，株距40cm,每小区128株。
温室东西山墙各留1垄作保护行。
装填秸秆槽宽50cm，深30cm，槽与槽的中心距离为150cm。
秸秆用量4000kg/亩，菌种10kg/亩，尿素10kg/亩。
1.3 试验方法每个处理施肥、用药、灌水等田间操作根据实际需要正常管理。
番茄定植时间为2012年10月28日。
秸秆反应堆在定植前15天建好。
土壤养分采样与分析：在番茄定植前和采收结束采取土壤样品并用常规方法测定土壤养分状况。
观测记载不同处理番茄生育期进程、生长量、产量、品质等。
观测记载不同处理0-20cm地温变化情况，空气温度，空气湿度，露点温度，CO2浓度。
2 结果与分析2.1 不同处理生育期比较表1 不同处理生育期表现从表1可以看出，行下式种植开花、座果、始收均比对照提前3天，六穗果换头期比对照早5天；行间式种植开花、座果、始收比对照提前1天。
行下式拉秧比对照晚7天，行间式比对照晚3天。
2.2 不同处理生长量比较表2 不同处理生长量比较从观测结果看出,结果初期株高以行下式最高，比对照高2.5cm,行间式与对照差异不大；叶片数行下式最多，为16.7片，比对照多0.9片；第一与第二花序间隔节位三个处理差异不明显。
000反应堆材料化学-腐蚀化学
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反应堆腐蚀化学目录
水冷堆的腐蚀
气冷堆的腐蚀
液态金属堆的腐蚀
熔盐堆的腐蚀
反应堆化学的一个分支。研究在反应堆中的温度、压力和辐照条件下，液体、气体对固体材料的化学腐蚀和电化学腐蚀（包括腐蚀机理），影响腐蚀的因素，腐蚀产物的行为和抑制腐蚀的方法等，从而为选择和改进反应堆材料，以及调节冷却剂化学成分提供依据。
冷却剂
水具有良好的传热和流动性，已广泛用作水冷堆的冷却剂；水的辐射分解与水中存在的杂质含量有关，通常采用离子交换法来纯化，水的电导率应小于1×10-6西／厘米。二氧化碳和氦气是气冷堆的主要冷却剂，二氧化碳在高温下能与石墨反应，它只能在温度较低的气冷堆中使用；氦气的化学惰性很大，并且具有良好的热力学性质和核性质，已在高温气冷堆中使用，但是氦气中的杂质（氧和水蒸气等）会引起石墨和结构材料的腐蚀，因此在反应堆运行中必须不断纯化。液态钠具有极好的传热性，它是快中子堆的冷却剂，但是钠在化学上很活泼，遇水强烈反应，使用中必须考虑安全问题。（
气冷堆的腐蚀
在气冷堆中超过 650℃时二氧化碳会与石墨反应：C+CO2─→2CO，反应速率随温度升高而增加；高温时二氧化碳会使不锈钢渗碳；二氧化碳中的一氧化碳和水会引起不锈钢的氧化剥落。纯氦不侵蚀石墨和不锈钢，但氦气中的杂质,主要是水蒸气和空气,会与堆内石墨构件反应，生成一氧化碳、二氧化碳、氢和甲烷。
慢化剂
反应堆中常用的慢化剂有普通水、重水、石墨、金属铍和氧化铍。 普通水只能用在浓缩铀的核燃料系统，重水可以用在天然铀系统。由于水的沸点低，在高温水堆中所需压力就很高。一般情况下石墨是比较惰性的固态慢化剂，不易与其他介质发生化学作用，但在高温下它可与许多元素形成碳化物，尤其是石墨与氧的反应给高温气冷堆采用石墨作慢化剂和结构材料带来一定的困难。石墨的氧化既能造成石墨部件的损坏气冷堆中，冷却剂氦气中的氧和水蒸气含量必须严格控制。金属铍和氧化铍是良好的慢化剂。金属铍的化学性质比较活泼，室温下就开始与氧反应，但在表面形成致密的氧化膜后氧化反应逐渐减慢；150℃以下铍在纯水中稳定,水温升高则表面生成暗色氧化膜,300℃以上腐蚀速率迅速增高。氧化铍在高温下具有良好的化学稳定性。
000反应堆材料化学-腐蚀化学
反应堆材料化学
反应堆化学的一个分支。研究反应堆材料（包括核燃料、慢化剂、冷却剂和结构材料等）在反应堆的温度、压力和强辐照条件下的稳定性和相容性等化学问题。
核燃料
铀是[1]主要的核燃料。用作固态燃料的有金属铀、铀合金、二氧化铀和碳化铀。金属铀在空气和水的作用下很容易腐蚀，其腐蚀速率随温度升高而迅速增加；铀合金的抗腐蚀性能比金属铀好；二氧化铀与高温水和水蒸气反应的速率很低，对氢、二氧化碳和氦是惰性的,在600℃下与金属钠的相容性很好；碳化铀的某些物理性能优于二氧化铀，但它容易与水和水蒸气反应。在均匀反应堆中采用液态燃料。硫酸铀酰具有较高的辐照稳定性，它的水溶液是水均匀反应堆的燃料流体；铀233含量为 700～1000ppm的液态铋铀合金是液态金属均匀反应堆的燃料，在腐蚀抑制剂的存在下，液态铋铀合金与含铬碳钢的相容性较好；四氟化铀具有很好的辐照稳定性和热稳定性，它与氟化锂、氟化铍、氟化锆组成的熔盐具有合适的熔点，是熔盐反应堆燃料流体的最佳选择对象。
气冷堆的腐蚀
在气冷堆中超过 650℃时二氧化碳会与石墨反应：C+CO2─→2CO，反应速率随温度升高而增加；高温时二氧化碳会使不锈钢渗碳；二氧化碳中的一氧化碳和水会引起不锈钢的氧化剥落。纯氦不侵蚀石墨和不锈钢，但氦气中的杂质,主要是水蒸气和空气,会与堆内石墨构件反应，生成一氧化碳、二氧化碳、氢和甲烷。
液态金属堆的腐蚀
在液态金属堆中存在几种腐蚀作用：①固态金属（或某组分）被液态金属溶解；②液态金属原子扩散到固态金属晶格中引起相变；③形成金属间化合物；④由于浓度、温度和流速不同，引起固体合金中某种组分的迁移。液态金属中的杂质氧通常会加速结构材料腐蚀，杂质碳会引起不锈钢渗碳，杂质氮和氢都会引起固体金属的脆变。腐蚀速率取决于反应堆的操作温度。
华龙一号反应堆压力容器材料高温性能试验研究
华龙一号反应堆压力容器材料高温性能试验研究随着我国核能产业的不断发展，华龙一号反应堆成为了国内核电领域的一项重要技术突破。
华龙一号反应堆压力容器作为核电厂的核心组件，其材料的高温性能是核电安全稳定运行的关键。
为了确保华龙一号反应堆在高温环境下的安全稳定运行，对压力容器材料的高温性能进行试验研究至关重要。
一、研究背景二、试验设计1. 试验目的本次试验旨在研究华龙一号反应堆压力容器材料在高温环境下的性能表现，包括抗拉强度、抗压强度、断裂韧性、疲劳性能等指标，为核电站的安全运行提供技术支撑。
2. 试验材料本次试验选取了华龙一号反应堆压力容器主要采用的优质低合金钢作为试验材料，确保试验结果的真实性和可靠性。
3. 试验方法针对华龙一号反应堆压力容器材料的高温性能，我们采用了一系列的试验方法，包括拉伸试验、压缩试验、冲击试验和疲劳试验等。
通过对试验材料在高温环境下的性能表现进行综合分析，评估其在实际工作环境下的可靠性和安全性。
三、试验结果经过一系列的试验研究，我们得出了华龙一号反应堆压力容器材料在高温环境下的性能表现。
通过分析数据，我们得出了以下结论：1. 高温下的抗拉强度和抗压强度较低，但仍然符合设计要求。
2. 疲劳试验结果表明，在高温环境下，材料的疲劳寿命有所下降，但仍然在可接受范围内。
3. 断裂韧性较高，能够有效抵抗裂纹扩展，保证了设备的安全性。
四、试验意义通过对华龙一号反应堆压力容器材料高温性能的试验研究，我们对该材料在高温环境下的性能特点有了更深入的了解，为核电站的安全稳定运行提供了技术支持。
我们也发现了一些存在的问题和不足之处，为进一步的材料改进和优化提供了重要参考。
核反应堆材料研究与开发
核反应堆材料研究与开发随着科技的进步和能源需求的增长，核能作为一种清洁、高效的能源形式，正日益受到人们的关注。
核反应堆作为核能的核心设施，其所使用的材料是影响核反应堆运行效能和安全的关键因素。
因此，核反应堆材料的研究和开发对于核工业的发展至关重要。
一、核反应堆材料核反应堆内部的材料主要包括燃料、包壳、冷却剂等。
其中，燃料是核反应堆的核心，直接参与核反应过程，因此燃料的性能和稳定性是关键。
不同类型的燃料会影响到反应堆的发电效率和安全性，目前使用的主要是铀和钚，而最近出现了氢化铀和钍燃料等新型燃料。
包壳用于保护燃料和冷却剂，通常选用金属或陶瓷材料，如锆合金、不锈钢、铝等。
冷却剂则用于控制反应堆的温度，不同的冷却剂会影响反应堆的运行温度和效率，如水冷堆、气冷堆、液金属堆等。
二、核反应堆材料研究和开发是一个复杂的系统工程。
核工业的发展离不开对材料的探索和创新，不断拓展材料的应用范围和改善材料的质量和性能。
其中，包括材料的选择、设计、合成、加工、测试等方面。
燃料的选用和燃料元件的设计是核反应堆材料研究的重点，关乎到反应堆的效率和安全性。
燃料的合成通常是利用浓缩铀等原材料，经过一系列处理和加工后形成燃料芯片，便于被辐射能量的释放和捕获。
这个过程需要考虑燃料的放射性、稳定性、成本以及对环境的影响等因素。
包壳和冷却剂的研究也是核反应堆材料研究的重要方向。
材料的选择取决于反应堆所需的性能，如抗辐射、高温、优良的机械和耐腐蚀性能等。
此外，在设计和生产过程中还需要考虑生产成本、使用寿命和环境友好性等因素。
三、核反应堆材料研究的难点核反应堆材料研究是一个难度较大的领域，其中存在一些难点和挑战。
首先，核反应堆材料的放射性和辐射风险使得研究难度增大。
在材料研究和开发过程中需要保证安全生产和环境保护，防止辐射泄漏和污染。
其次，材料的制备和加工难度也非常大。
材料的生产需要高精度的加工技术和经验，生产过程中会涉及到许多关键参数和环节，如温度控制、成分配比、工艺流程等，需要对各种材料特性有较专业的知识和经验。
反应堆材料实验报告讲解
中国科学技术大学核科学技术学院反应堆材料实验课程实验报告实验名称：铁碳合金金相组织观察及硬度测试学生姓名：学号：专业班级：指导老师：一．实验目的1.掌握金相样品的制备流程，可独立完成金相样品的制备；2.了解淬火和回火热处理过程，并掌握RAFM钢回火态和淬火态的判断方法；3.理解热处理对金属材料结构和性能的影响；4.了解腐蚀对于金属晶界观察的影响；5. 学会使用高倍显微镜来识别金属晶界。
二．实验原理1.热处理原理⑴淬火：将钢加热到临界温度Ac3（亚共析钢）或Ac1（过共析钢）以上某一温度，保温一段时间，使之全部或部分奥氏体化，然后以大于临界冷却速度的冷速快冷到马氏体以下（或马氏体附近等温）进行马氏体（或贝氏体）转变的热处理工艺。
⑵回火：将淬火钢加热到奥氏体转变温度以下，保温1到2小时后冷却的工艺。
回火往往是与淬火相伴，并且是热处理的最后一道工序。
经过回火，钢的组织趋于稳定，淬火钢的脆性降低，韧性与塑性提高，消除或者减少淬火应力，稳定钢的形状与尺寸，防止淬火零件变形和开裂，高温回火还可以改善切削加工性能。
⑶过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线）图1 过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线）过冷奥氏体（指加热保温后形成的奥氏体冷却到临界点Ar1以下时，尚未转变的奥氏体）等温转变动力学曲线是表示不同温度下过冷奥氏体转变量与转变时间关系的曲线。
由于通常不需要了解某时刻转变量的多少，而比较注重转变的开始和结束时间，因此常常将这种曲线绘制成温度—时间曲线，简称C曲线。
C曲线是过冷奥氏体转变的动力学图。
从图中可以看出过冷奥氏体转变的组织和性能可以分为3个区：珠光体（由铁素体和渗碳体相间而成的片状或粒状混合物）型转变区(A1-550℃)、贝氏体（由铁素体和渗碳体组成的机械混合物，但不是层片状）型转变区(在240-550℃之间，其中又以350℃左右为界为上、下贝氏体两个转变区) 、马氏体（马氏体是碳在体心立方α-Fe 中的过饱和固溶体）型转变区(Ms-Mf) 。
1-堆芯材料的选择和热物性报告
关于M5-AFA 3G燃料
冷却剂的热工要求
沸点高; 导热性能好; 热容量大; 热稳定性好, 无毒 泵耗功低 核性能(中子吸收截面小、感生放射性弱).
冷却剂
水作为冷却剂有哪些优点和缺点： 较好的导热性； 比热和汽化潜热比较大； 价格便宜； 所需的唧送功率较小； 中子吸收截面较大； 沸点较低，在高温下运行保持液相需较高的压力； 存在临界热流问题 水在高温下的腐蚀作用相当强
• 密度： 二氧化铀的理论密度是
2805 15 10.98克/厘米3
热导率：图1.3—1示出了一些研究者所提供的未经 辐照的二氧化铀的热导率。从各条曲线的变化趋势 来看，可以粗略的认为，温度低于 1600℃以下，二 氧化铀的热导率随温度的升高而减小；超过 1600 ℃，二氧化铀的热导率则随温度的升高而又有某种 程度的增大。可以把二氧化铀的热导率表示为 1 kU CT 3 A BT
水和水蒸汽的物性变化
h
T C x
饱和水和饱和水蒸气的某些热物 性”。其中，饱和水的比焓h 随 饱和压力的增加而单调增大；饱 和水蒸汽的比焓h 随饱和压力的 增加先是增大，在大约3 MPa 之 后，随压力的增加而减小。还必 须知道蒸汽发生器二次侧的工作 压力一般在5 到6 Mpa 在一定压力下，过冷水与过热蒸 汽的比容随温度的增加而增大； 在一定温度下，过冷水与过热蒸 汽的的比容随压力的增加而减小。
UO2陶瓷燃料的基本性质
密度 （g/cm） 10.98 熔点 （℃） 结晶形态 热导率 （W/（m·℃） 5.01（200 ℃） 3.25（1000 ℃） 热膨胀系数 （10-6/ ℃） 10 2800 CaF2形 （中等辐照） 面心立方
升级版核聚变反应堆设计及实验结果初探报告
升级版核聚变反应堆设计及实验结果初探报告引言核聚变是一种取自太阳核心的能源形式。
传统的核能源反应采用核裂变技术，而核聚变反应则是将原子核融合在一起来产生能量。
核聚变反应具有巨大的潜力，因为它产生的能量比核裂变反应更高，燃料可获取性更好，且无辐射性。
本报告将探讨升级版核聚变反应堆的设计以及最新的实验结果。
一、设计概述1.1 反应堆类型升级版核聚变反应堆采用磁约束聚变技术，其中包括磁约束聚变装置（Magnetic Confinement Fusion Device，MC Fusion Device）和等离子体加热方法。
1.2 磁约束聚变装置升级版核聚变反应堆的磁约束聚变装置采用了先进的超导磁体技术。
超导磁体能够产生强大的磁场，将聚变反应所需的高温等离子体牢牢地控制在装置内部。
1.3 加热方法等离子体在反应过程中需要达到高温状态才能实现核聚变。
为了实现这一目标，我们使用了如高功率激光、微波、射频等等能量加热等离子体的方法。
二、实验结果初探2.1 聚变反应的基本原理核聚变反应的基本原理是将轻元素的原子核融合在一起形成更重的原子核，并释放出大量能量。
最常见的核聚变反应是氘氚核聚变反应，即氘和氚原子核的融合反应。
2.2 实验室实验结果经过一系列实验，我们成功地实现了升级版核聚变反应堆的初步实验。
我们利用磁约束聚变装置和等离子体加热方法，在实验室内模拟了核聚变反应堆的工作状态。
2.3 温度和能量输出实验结果显示，我们能够在等离子体中获得高达数百万摄氏度的温度，这是实现核聚变反应所需的最低温度。
同时，我们还发现，升级版核聚变反应堆能够输出相当可观的能量。
2.4 控制和稳定性除了温度和能量输出，控制和稳定性也是核聚变反应堆设计的重要考虑因素。
通过实验结果初探，我们发现升级版核聚变反应堆可以在较长的时间内保持稳定运行，并具有一定的控制性能。
三、未来前景与挑战3.1 能源潜力升级版核聚变反应堆不仅能够产生大量的能量，而且其燃料可获取性更好。
核聚变反应堆的材料科学研究
核聚变反应堆的材料科学研究在当今能源需求不断增长、传统能源面临诸多限制的背景下，核聚变作为一种几乎取之不尽、用之不竭的清洁能源，成为了科学界和工程界的研究热点。
然而，要实现可控核聚变并将其转化为实用的能源，面临着众多巨大的挑战，其中材料科学的研究是至关重要的一环。
核聚变反应发生在极高的温度和压力条件下，对反应堆内所使用的材料提出了极其苛刻的要求。
首先，材料需要能够承受高温环境，通常在数千万度甚至更高的温度下保持稳定的物理和化学性质。
在这样的高温下，大多数常规材料都会迅速熔化、气化甚至发生分解。
其次，材料还需要承受强大的中子辐照。
在核聚变反应中，会产生大量高能中子，这些中子会与材料中的原子发生碰撞，导致原子移位、产生缺陷，并引起材料的结构和性能发生变化。
长期的中子辐照可能会使材料变脆、失去强度，甚至出现放射性。
另外，核聚变反应堆内的材料还需要具备良好的导热性能。
快速将反应产生的热量导出，对于维持反应堆的稳定运行和防止局部过热至关重要。
同时，材料也需要具备良好的抗腐蚀性能，以应对复杂的化学环境。
在众多材料中，钨及其合金由于其高熔点、高强度和良好的抗中子辐照性能，成为了核聚变反应堆中面向等离子体部件的候选材料之一。
然而，钨在高温下容易脆化，并且其加工难度较大，这给实际应用带来了一定的困难。
科学家们正在通过改进制备工艺、添加合金元素等方法来改善钨材料的性能。
另一种备受关注的材料是碳化硅复合材料。
碳化硅具有良好的高温稳定性、导热性和抗辐照性能，同时其密度相对较低，有利于减轻反应堆的重量。
但碳化硅在高温下与氢气等气体的反应以及其复杂的制备工艺仍然是需要解决的问题。
除了上述材料，一些新型的高温超导材料也在研究之中。
这些超导材料在低温下能够实现零电阻，有助于提高磁场强度，从而更好地约束等离子体。
但超导材料的低温工作条件和复杂的冷却系统也带来了一系列技术挑战。
为了开发出适合核聚变反应堆的理想材料，科学家们采用了多种研究方法。
核反应堆设计中的材料选择研究
核反应堆设计中的材料选择研究在当今能源需求不断增长和环境保护日益受到重视的背景下，核能作为一种高效、清洁的能源，其重要性愈发凸显。
而核反应堆作为核能利用的核心设备，其设计的科学性和安全性至关重要。
在核反应堆的设计中，材料的选择是一个关键环节，它直接关系到反应堆的性能、安全性和使用寿命。
首先，我们需要了解核反应堆内部的极端工作环境。
核反应堆内部存在着高温、高压、强辐射以及强烈的腐蚀等恶劣条件。
高温可能达到数百甚至上千摄氏度，高压则能达到数十甚至上百兆帕。
强辐射包括中子辐射和伽马射线辐射等，这会导致材料的原子结构发生变化，从而影响其性能。
此外，反应堆内的冷却剂和燃料等物质还会对材料产生强烈的腐蚀作用。
在这样恶劣的环境下，核反应堆材料需要具备一系列特殊的性能。
首先是良好的高温力学性能，包括高强度、高韧性和良好的抗蠕变能力。
这是因为在高温下，材料容易发生变形和断裂，如果材料的力学性能不足，可能会导致反应堆结构的破坏，引发严重的安全事故。
其次，材料需要有良好的抗辐射性能。
辐射会使材料产生缺陷，导致其性能下降，如硬度增加、延展性降低等。
因此，所选材料应能够在长时间的辐射环境中保持稳定的性能。
再者，耐腐蚀性也是必不可少的。
反应堆内的冷却剂和化学物质会对材料产生腐蚀作用，如果材料不耐腐蚀，就会影响反应堆的使用寿命和安全性。
在核反应堆中，常用的结构材料包括不锈钢、镍基合金和锆合金等。
不锈钢具有良好的力学性能和耐腐蚀性能，但其在高温和强辐射环境下的性能相对较差。
镍基合金则在高温和抗辐射方面表现出色，但价格较高。
锆合金在水冷反应堆中被广泛应用，因为它具有良好的耐腐蚀性和低的中子吸收截面。
除了结构材料，核反应堆中的燃料材料也是至关重要的。
目前，常用的核燃料包括铀、钚等。
铀是最常见的核燃料，其存在形式有天然铀和浓缩铀。
天然铀中铀 235 的含量较低，需要经过浓缩才能用于反应堆。
钚则通常是在反应堆中通过铀的转化产生的，它也可以作为核燃料使用。
高温熔盐反应堆中材料腐蚀问题探究
高温熔盐反应堆中材料腐蚀问题探究高温熔盐反应堆，是指以熔盐为工质，利用裂变产生的热量来产生电能的核反应堆。
与传统的水冷反应堆相比，高温熔盐反应堆有许多优点，例如温度高、热效率高、燃料利用率高等。
不过，这种反应堆也面临着一个重要的问题，那就是材料腐蚀问题。
一、高温熔盐反应堆的特点高温熔盐反应堆中使用的是熔盐作为热传递介质，其主要组成为氟化物盐和氯化物盐。
这种反应堆的一个最明显的特点就是采用了液态熔盐来进行核反应。
相比于传统的水冷反应堆，高温熔盐反应堆可以提供更高的温度，其工作温度通常在700℃以上，可以甚至高达1000℃以上。
由于工作温度较高，高温熔盐反应堆可以提供更高的热效率，而且燃料利用率也更高。
此外，由于使用的是液态熔盐，所以熔盐堆还具有较高的安全性和可靠性，是一种很有前途的核电发电方式。
二、高温熔盐反应堆中的材料腐蚀问题然而事实上，高温熔盐反应堆中使用的液态熔盐对材料的腐蚀性是非常强的。
这种腐蚀是由于熔盐中含有氟离子等物质而引起的。
这些物质会与材料表面的氧化膜发生反应，从而使材料逐渐失去原有的机械强度和化学稳定性。
这种腐蚀问题直接影响了高温熔盐反应堆的长期使用。
由于材料腐蚀的严重性，高温熔盐反应堆的使用寿命通常较短。
因此，材料腐蚀问题是高温熔盐反应堆需要解决的一个非常重要的问题。
三、高温熔盐反应堆中材料腐蚀的原因高温熔盐反应堆中材料腐蚀问题的根本原因在于液态熔盐中含有一些具有强氧化性的物质，如氟离子等。
这些物质会与材料表面的氧化膜发生反应，并破坏其结构，从而导致材料的腐蚀。
此外，高温熔盐反应堆的运行环境也是材料腐蚀的主要原因之一。
由于高温熔盐反应堆的工作温度非常高，而且液态熔盐中会含有腐蚀性物质，使得材料的腐蚀速度更快，因此高温熔盐反应堆中的材料腐蚀问题非常严重。
四、高温熔盐反应堆中材料腐蚀问题的解决办法为了解决高温熔盐反应堆中的材料腐蚀问题，可以从以下几个方面入手：1、研究新型材料研究开发新型的材料是解决高温熔盐反应堆中材料腐蚀问题的主要方法之一。
原子能院实习快堆专题报告
什么是快堆快堆是快中子增殖反应堆的简称，这是堆芯中核燃料裂变反应主要由平均能量为0.1Mev以上的快中子引起的反应堆，其重要特点是在消耗核燃料的同时，产生多于消耗的核燃料，真正做到核燃料越烧越多，核废料越烧越少。
目前全世界有400多座核电站，多数为轻水堆，分压水堆和沸水堆两类，主要是由热中子引发裂变反应，因而又被称为热堆。
热堆消耗的主要核燃料是铀235。
铀有三种同位素，即铀－234、铀－235和铀－238。
其中的铀－234不会发生核裂变，铀－238在通常情况下也不会发生核裂变，只有铀－235这种能够轻易发生核裂变的材料，才能做核燃料。
但是，自然界中铀-235的蕴藏量仅占0.66％，其余绝大部分是铀－238，它占了99.2％。
为保证核反应正常进行，一般轻水堆采用3-4%的浓缩铀-235为原料，也就是说真正参与核反应的原料只有3-4%，余下是会产生辐射的铀-238核废料，成为污染环境的"公害"，长期以来核废料的处理一直是一大难题。
在早期研究核反应实验时，有科研人员发现铀-238在参与裂变时，会少量吸收高速中子变为铀-239，但铀-239极不稳定，会快速衰变为较为稳定的钚-239，钚-239亦可作为与铀-235相似的裂变原料。
基于此特性，上世纪60年代末法国科学家首先通过加大快中子产生量，制造出了第一台快中子堆，通过快中子使原料中铀-238不断转化为钚-239，由于产生大于消耗，使得原料实现不断增值。
解决铀矿资源枯竭问题,为何要发展快堆快堆不用铀-235，而用钚-239作燃料，不过在堆心燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。
钚-239产生裂变反应时放出来的快中子，被装在外围再生区的铀-238吸收，变为铀-239，铀-239经过几次衰变后转化为钚-239。
在大型快堆中，平均每10个铀-235原子核裂变可使12至14个铀-238转变成钚-239。
这样，钚-239裂变，在产生能量的同时，又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239，而且再生速度高于消耗速度，核燃料越烧越多，快速增殖，所以这种反应堆又称"快速增殖堆"。
核聚变反应堆中的材料辐照损伤和退火研究
核聚变反应堆中的材料辐照损伤和退火研究核聚变反应堆是一种能够模拟太阳反应并产生大量能量的装置。
在核聚变反应堆中，高能粒子的辐照会对材料产生损伤，而退火是一种修复这些损伤的方法。
因此，研究核聚变反应堆中的材料辐照损伤和退火是十分重要的。
首先，让我们来了解一下辐射损伤是如何发生的。
核聚变反应堆中，高能中子和离子会与材料原子发生碰撞，从而使原子受到辐照损伤。
这些损伤可以分为两类：晶格缺陷和辐射诱发的化学变化。
晶格缺陷包括点缺陷（空位、间隙原子等）和线缺陷（位错、晶界等），而辐射诱发的化学变化包括原子的位移、替代和化学反应等。
辐射损伤会引起材料的物理性质和力学性质的变化。
例如，材料的导电性、热导率、热膨胀系数等物理性质会发生变化，而材料的硬度、弹性模量、断裂韧性等力学性质也会受到影响。
此外，辐射损伤还会导致材料的微观结构和晶体结构的改变，从而影响材料的宏观性质。
为了修复辐射损伤，退火是一种常见的方法。
退火是通过加热材料使其达到一定温度，然后缓慢冷却，以降低材料的内应力和晶格缺陷密度。
在退火过程中，晶格缺陷会重新排列，辐射诱发的化学变化会被修复，从而恢复材料的原始结构和性质。
退火的效果取决于退火温度和时间。
一般来说，较高的退火温度和较长的退火时间可以更好地修复辐射损伤。
然而，过高的退火温度和过长的退火时间可能会导致材料的晶体长大，从而降低材料的强度和韧性。
因此，在实际应用中，需要找到合适的退火条件来平衡材料的修复效果和性能。
退火对于不同材料的效果也有所差异。
在金属材料中，退火可以有效地修复辐射损伤，恢复材料的强度和塑性。
在陶瓷材料中，退火的效果相对较差，因为陶瓷材料的化学键比金属材料的键能更高，因此辐射损伤更难以修复。
然而，通过合理的退火条件和添加合适的添加剂，可以改善陶瓷材料的退火效果。
此外，退火还可以用作材料的处理方法，以提高材料的性能。
通过特定的退火条件，可以改变材料的晶粒尺寸和相含量，从而调控材料的力学性能和热学性能。
反应堆材料学
反应堆材料学反应堆材料学，这可真是一个神奇又有点“怪脾气”的学科呢。
就好像走进了一个材料的魔法世界，每种材料都像是有着独特超能力的小怪物。
你看那些核燃料，就像是一群超级能量小精灵。
它们被锁在反应堆这个大笼子里，却蕴含着足以改变世界的巨大力量。
要是把它们放出来乱跑，那可就像打开了潘多拉魔盒，整个世界都会陷入混乱，所以得用特殊的材料给它们打造一个坚固又安全的家。
包壳材料就像是超级英雄的护盾。
它得紧紧抱住那些调皮的核燃料小精灵，不让它们泄漏出来搞破坏。
这包壳材料可不能是个软脚虾，得像钢铁侠的盔甲一样强硬，又要像妈妈照顾宝宝一样细心，时刻保护着核燃料的安全。
冷却剂呢，就像是一群勤劳的小水精灵。
在反应堆这个大工厂里跑来跑去，带走多余的热量。
如果没有它们，反应堆就会像一个发了高烧又没有退烧药的病人，最后把自己给烧坏了。
慢化剂就像是一个智慧的魔法大师。
它能让那些跑得太快的中子小炮弹慢下来，就像让一辆飞驰的赛车突然踩了刹车一样。
只有这样，核反应才能有条不紊地进行，不然就会像一群脱缰的野马，横冲直撞，完全失控。
反射层就像是一个超级镜子，不过这个镜子反射的不是光，而是中子。
它就像一个吝啬的守财奴，把那些想要跑出去的中子小宝贝又给弹回反应堆里，让它们继续干活，一点都不浪费。
结构材料是反应堆的骨架，就像一个巨人的骨头一样重要。
要是结构材料不行，反应堆就会像一个骨质疏松的老人，站都站不稳，更别说好好工作了。
控制棒就像是一个大独裁者，它可以决定核反应的生死大权。
它一下去，就像给核反应这个大火炉泼了一盆冷水，反应就会慢下来；它一拔出来，就像给火炉添了一把干柴，反应就又变得热烈起来。
而那些屏蔽材料呢，就像是一道神秘的隔音墙。
把反应堆里面那些危险的射线都给挡在里面，不让它们跑出去吓唬外面的世界。
就像把一个爱捣蛋的小鬼关在房间里，不让他出来捣乱。
在反应堆材料学的世界里，这些材料就像一个交响乐团的各个成员，少了谁都不行。
它们得配合得天衣无缝，才能演奏出安全、高效的核反应这首美妙的乐章。
核聚变反应堆材料的耐辐照性研究
核聚变反应堆材料的耐辐照性研究在探索清洁能源的道路上，核聚变一直被寄予厚望。
与传统的核裂变反应相比，核聚变具有燃料丰富、放射性废物少、安全性高等诸多优点。
然而，要实现可控核聚变并将其商业化应用，我们面临着诸多技术挑战，其中之一便是核聚变反应堆材料的耐辐照性问题。
当核聚变反应发生时，会产生大量的高能粒子和强辐射，这些粒子和辐射会对反应堆内部的材料造成严重的损伤。
因此，研究和开发能够承受这种极端辐照环境的材料，是实现核聚变能源实用化的关键之一。
首先，我们来了解一下核聚变反应堆中的辐照环境。
在反应堆中，主要的辐照粒子包括中子、质子、氦离子等。
其中，中子的能量通常较高，穿透力强，能够与材料中的原子核发生碰撞，导致原子移位、晶格损伤、气泡形成等一系列问题。
质子和氦离子虽然能量相对较低，但它们在长期辐照下也会对材料的性能产生不可忽视的影响。
在众多材料中，金属材料由于其良好的导热性、机械性能和可加工性，成为核聚变反应堆结构材料的重要选择。
然而，金属材料在辐照环境下的性能退化是一个严重的问题。
例如，奥氏体不锈钢在中子辐照下会出现硬化、脆化现象，导致其韧性和延展性下降，从而增加了材料失效的风险。
此外，辐照还会导致金属材料中的微观结构发生变化，如位错密度增加、析出相形成等，这些都会影响材料的性能。
为了提高金属材料的耐辐照性能，科学家们采取了多种策略。
一种方法是通过合金化来改善材料的性能。
例如，在不锈钢中添加镍、钼等元素，可以提高其抗辐照能力。
另一种方法是对材料进行微观结构调控，如细化晶粒、引入纳米析出相等。
这些微观结构的改变可以有效地阻碍位错运动，从而提高材料的强度和韧性。
除了金属材料，陶瓷材料在核聚变反应堆中也有潜在的应用前景。
陶瓷材料具有良好的耐高温性能和抗辐照性能，如碳化硅、氮化硅等。
然而，陶瓷材料的脆性较大，限制了其在结构部件中的应用。
为了解决这一问题，科学家们正在研究通过纤维增强、复合化等手段来提高陶瓷材料的韧性。
冷核聚变反应堆实验验证结果解读
冷核聚变反应堆实验验证结果解读近年来，人类对于能源的需求不断增长，传统的化石能源有限且存在环境污染问题，因此研究新型清洁能源成为全球科学界的热门课题之一。
冷核聚变反应堆作为一种新型的能源技术，备受瞩目。
本文将对冷核聚变反应堆的实验验证结果进行解读，并探讨其在未来能源领域的潜力。
首先，冷核聚变反应堆的实验验证结果显示出了令人鼓舞的进展。
冷核聚变反应堆采用的是一种低温核聚变反应技术，与传统的高温聚变反应堆不同，它在相对较低的温度下就能实现稳定的聚变反应。
根据最近公布的实验结果，研究人员成功地在实验室条件下实现了可控的冷核聚变反应，并释放出了持续且可观的能量。
这意味着冷核聚变反应堆有可能成为未来替代传统能源的新型清洁能源技术。
其次，冷核聚变反应堆相比于传统核能技术具有诸多优势。
首先，冷核聚变反应堆的燃料完全可再生，其主要燃料来自于氢和氦等广泛存在于大气和海洋中的元素。
相比之下，传统核能技术所使用的铀等有限燃料资源有限，存在着耗尽和放射性废物处理难题。
其次，冷核聚变反应堆反应产物几乎没有放射性，不会对环境和人体造成辐射伤害。
而传统核能反应堆产生的核废料需要长期存储和处理，存在一定的安全隐患。
此外，冷核聚变反应堆所产生的能量密度高，可以满足高能需求，且建设和运营成本相对较低。
这些优势使得冷核聚变反应堆成为了人们对清洁能源的期望。
然而，我们需要意识到冷核聚变反应堆仍然面临着诸多挑战。
首先，冷核聚变反应堆的可控性和稳定性仍然需要进一步提高。
目前的实验结果虽然取得了初步成功，但在实际应用中还需要解决反应过程的稳定性和长期运行的可靠性等问题。
其次，冷核聚变反应堆所需的技术和设备目前还处于发展初级阶段，需要进一步的研究和投资。
此外，冷核聚变反应堆的建设和运营面临着监管和安全风险等问题，需要建立健全的管理和监控体系来确保其安全运行。
面对这些挑战，我们应该保持积极乐观的态度，并加强跨学科合作，共同推进冷核聚变反应堆技术的发展。
华龙一号反应堆压力容器材料高温性能试验研究
华龙一号反应堆压力容器材料高温性能试验研究华龙一号反应堆是中国自主设计的第三代核电技术，具有自主知识产权和完全自主创新。
反应堆压力容器是核反应堆中至关重要的组成部分，对于核电站的安全运行具有重要意义。
由于核反应堆内部工作环境的极端严苛性质，对于反应堆压力容器材料的高温性能要求极高。
对于华龙一号反应堆压力容器材料高温性能进行深入研究和试验具有重要意义。
华龙一号反应堆压力容器采用的是铬钼钢作为材料。
这种钢材具有优异的耐高温性能，耐热蠕变性能好，强度高，韧性好等特点，非常适合用于核反应堆压力容器的制造。
实际工作中，反应堆压力容器所受到的高温和辐照环境极为严酷，对于材料的高温性能是一个重要挑战。
需要对华龙一号反应堆压力容器材料高温性能进行充分的研究和试验。
为了研究华龙一号反应堆压力容器材料的高温性能，需要进行一系列的试验研究。
首先是高温拉伸试验，通过这种试验可以得到材料在高温下的拉伸性能和抗拉强度。
其次是高温蠕变试验，这种试验可以模拟反应堆压力容器在高温下长期工作的情况，得到材料的蠕变性能和长期稳定性。
还需要进行高温冲击试验和高温疲劳试验，这些试验可以得到材料在极端工作环境下的疲劳性能和抗冲击性能。
通过对华龙一号反应堆压力容器材料高温性能的深入研究和试验，可以得到关于材料在极端工作环境下的性能参数，为核反应堆压力容器的设计和制造提供重要参考。
也可以为核电站的安全运行提供重要支撑。
这项研究具有非常重要的意义。
在进行试验研究的过程中，需要充分考虑到安全因素。
高温试验可能存在一定的安全风险，因此需要建立完善的安全管理体系，确保试验过程中的安全。
还需要充分考虑试验设备和试验条件的合理性，确保试验结果的准确性和可靠性。
在进行试验研究的过程中，还需要充分发挥团队合作的作用。
这项研究需要多个领域的专家共同参与，如材料学、核工程学、力学等领域。
需要形成一个跨学科的研究团队，充分发挥各个领域的专家的作用，共同完成对华龙一号反应堆压力容器材料高温性能的研究和试验。
核聚变反应堆材料的研究与应用
核聚变反应堆材料的研究与应用一、概述核聚变反应堆是未来能源的重要选择之一，其能源来源是克服了核裂变反应堆的短板，解决了长期以来的核废料处理问题。
而研究与应用核聚变反应堆材料则是实现核聚变反应堆的必要条件。
本文将从材料的选取、研究和应用等方面，探讨核聚变反应堆材料的研究与应用情况。
二、材料的选取材料是核聚变反应堆重要的组成部分，选取合适的材料能够保证反应堆的运转以及在长时间内的稳定性。
目前，选取核聚变反应堆材料的依据主要有以下几个方面：1. 物理特性材料应当具有良好的耐热性和辐射稳定性。
核聚变反应堆是通过热力学循环将反应堆内部的热转化为电能，因此需要中子的热效应达到一定程度，同时材料还要对高温辐射环境具有耐受性。
2. 化学特性材料应当具有良好的抗腐蚀性以及化学稳定性。
反应堆内部环境比较复杂，因此需要选取对于杂质和氧化物稳定的材料。
同时还需要避免材料在高温、高速流动的气体中发生化学反应，产生腐蚀、积碳等问题。
3. 机械特性选取的材料应当具有一定的机械强度，以保证在反应堆运行过程中的抗载能力。
同时在维护反应堆的过程中还需要避免因材料的脆性而发生裂纹、断裂等问题。
4. 安全性材料的安全性是非常重要的考虑因素，这不仅限于在反应堆内的运转安全，也包括储运等环节。
在核聚变反应堆运转过程中不排除突发安全事件的可能性，因此需要选取经过长期稳定性测试的材料，如铁素体钢和氧化钨等复合材料，以确保机械性能和热性能的同时，保证材料的安全性。
三、材料的研究材料的选取只是材料研究的第一步，如何通过处理和制备来提高材料的物理特性、化学特性和机械特性等方面的表现，是材料研究的重点。
1. 材料的加工材料加工是提高材料物理性能的重要手段。
常规的加工方法如复合、热压、热静压、拉伸和火花等离子体等。
通过这些手段，可以提高核聚变反应堆材料的热稳定性、辐射稳定性和化学稳定性等方面的表现。
同时，还可以提高材料的机械强度、韧性和耐疲劳性能等。
2. 材料的表面改性材料的表面改性对于提高材料的性能有很大的作用，表面改性包括电子束处理、离子注入和表面涂层等。
第四章核反应堆材料详解演示文稿
（1）带电粒子和γ射线
β粒子、 γ射线通过物质时会引起电离或电子激发，即它们仅扰动物 质中原子和电子。由于β射线的射程短，因此电离主要是由于γ射线的 影响。电离作用使化合物的化学键破坏而分解成单体。由于α粒子在
物质中射程较短，在热中子反应堆中，它们并不重要，暂不讨论。
▪ 设计时，堆材料的使用性能需与工况要求相互匹配，并留有充足 余量，需要通过合理选材、改进工艺或开发新材料，以降低成本、 延长寿命和改进堆型。
▪ 在核电站的定型化、 标准化、系列化和商品化的各阶段中，都需要 有大量材料数据作基础。
第四页，共五十五页。
2003年4月12日，南Texas USA
2002年3月6日，Davis-Besse USA
(3)燃料的化学稳定性好。燃料对冷却剂具有抗腐蚀能力；
(4)熔点高，且在低熔点时不发生有害的相变； (5)机械性能好，易于加工。
第十五页，共五十五页。
核燃料分类
金
属
型
燃
料
金 铀
属 合
铀 金
核
燃
料
固
体
燃
料
陶
瓷
型
燃
料
二 碳 氮
氧 化 化
化 铀 铀
铀U UC UN
O
2
弥 散 型 燃 料
第十二页，共五十五页。
对于具有较大热中子吸收截面的材料。 （n，γ）反应产物是靶核的同位素 ➢产物没有放射性，那么发生光子时，核会被反冲从而引起原子位移； ➢产物有放射性，那么其放出的粒子会使材料中掺入杂质原子。
（n，α），（n，β）反应直接产生杂质原子。
相比于快中子，每次俘获产生的杂质原子只有一个，所以热中子俘获引起的辐照损 伤比快中子小。
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中国科学技术大学
核科学技术学院
反应堆材料实验课程
实验报告
实验名称：铁碳合金金相组织观察及硬度测试学生姓名：
学号：
专业班级：
指导老师：
一．实验目的
1.掌握金相样品的制备流程，可独立完成金相样品的制备；
2.了解淬火和回火热处理过程，并掌握RAFM钢回火态和淬火态的判断方法；
3.理解热处理对金属材料结构和性能的影响；
4.了解腐蚀对于金属晶界观察的影响；
5. 学会使用高倍显微镜来识别金属晶界。
二．实验原理
1.热处理原理
⑴淬火：将钢加热到临界温度Ac3（亚共析钢）或Ac1（过共析钢）以上某一温度，保温一段时间，使之全部或部分奥氏体化，然后以大于临界冷却速度的冷速快冷到马氏体以下（或马氏体附近等温）进行马氏体（或贝氏体）转变的热处理工艺。
⑵回火：将淬火钢加热到奥氏体转变温度以下，保温1到2小时后冷却的工艺。
回火往往是与淬火相伴，并且是热处理的最后一道工序。
经过回火，钢的组织趋于稳定，淬火钢的脆性降低，韧性与塑性提高，消除或者减少淬火应力，稳定钢的形状与尺寸，防止淬火零件变形和开裂，高温回火还可以改善切削加工性能。
⑶过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线）
图1 过冷奥氏体等温转变曲线（C曲线）
过冷奥氏体（指加热保温后形成的奥氏体冷却到临界点Ar1以下时，尚未转变的奥氏体）等温转变动力学曲线是表示不同温度下过冷奥氏体转变量与转变时间关系的曲线。
由于通常不需要了解某时刻转变量的多少，而比较注重转变的开始和结束时间，因此常常将这种曲线绘制成温度—时间曲线，简称C曲线。
C曲线是过冷奥氏体转变的动力学图。
从图中可以看出过冷奥氏体转变的组织和性能可以分为3个区：珠光体（由铁素体和渗碳体相间而成的片状或粒状混合物）型转变区(A1-550℃)、贝氏体（由铁素体和渗碳体组成的机械混合物，但不是层片状）型转变区(在240-550℃之间，其中又以350℃左右为界为上、下贝氏体两个转变区) 、马氏体（马氏体是碳在体心立方α-Fe 中的过饱和固溶体）型转变区(Ms-Mf) 。
2. 预磨与抛光原理
样品表面在预磨前宏观上是光滑的，上面留有三个小孔，但是在
微观上是十分粗糙的，有各种腐蚀留下的痕迹，需要使用600#砂纸与1000#砂纸预磨。
600#砂纸是指在砂纸的单位面积上有600个突出的颗粒，颗粒直径大小在m
μ
~
10；1000#砂纸是指在砂纸单位面积上有
14
1000个突出的颗粒，颗粒直径大小在m
μ
5。
预磨的结果是样品表面
7
~
的粗糙度降低并且表面磨损痕迹沿同一方向。
预磨之后使用抛光机对样品抛光，抛光过程中要变洒水别研磨，研磨膏使用紫色型号，抛光方向与预磨方向要大致垂直，抛光结果是样品表面可以像镜子一样反光。
3.腐蚀
实验选择饱和苦味酸作为腐蚀剂，腐蚀既不能不足，也不能太充分，腐蚀不足的话，在显微镜下观察时颜色会很浅，找不到晶界。
腐蚀很深的话，观察时也不容易找到明显的晶界。
腐蚀的原理是晶界处较晶内其能量要高，能量高的地方稳定性就低，容易发生化学反应，被腐蚀，晶界被腐蚀的速度要大于晶内被腐蚀的速度，所以，晶界和晶内的差别就会显现出来。
4.金相判断
淬火形成的马氏体钢形成的晶界较短晶粒颗粒小，回火形成的过冷奥氏体钢形成的晶界较长晶粒颗粒较大。
5.硬度测试
使用洛氏硬度仪测量硬度。
淬火形成的马氏体钢硬度相对于回火形成的过冷奥氏体钢小，这是因为过冷奥氏体钢随着冷却速度增加，过冷度增大，组织变细，硬度增高。
三．实验器材
1.RAFM钢样品两个（一个用于观察淬火态金相（17#），一个用于观察回火态金相（18#））；
2. 预磨机，洛氏硬度仪，显微镜；
3. 饱和苦味酸，酒精，600#和1000#砂纸，紫色研磨膏。
四．实验步骤
1.预磨
⑴在金相试样预磨机的磨盘中装入600#砂纸，打开调节水阀旋钮让水不停地流入磨盘，但是水量不宜过大，保证连续不断地流入即可；
⑵按下预磨机开按钮，磨盘开始旋转工作，此时可以把镶嵌好的样品放入磨盘中开始磨，在磨过程中用手固定好样品，使样品平稳地与磨盘砂纸面接触；
⑶预磨中每隔一段时间要取出样品，看看样品表面的情况，选择一个合适的方向进行预磨，最后磨至样品表面平整、划痕方向一致，即可换800#砂纸继续磨；
⑷关闭调节水阀旋钮，按下预磨机关按钮，磨盘停止旋转，取下600#砂纸，用抹布擦干磨盘表面，装上800#砂纸，并将样品表面冲洗干净；
⑸重复⑴—⑷步，800#砂纸可以使样品表面划痕变得更细；
⑹换上1000#砂纸，重复⑴—⑷步，1000#砂纸可以使样品表面划痕变得很精细。
2.抛光
在抛光机上涂上紫色研磨膏，抛光方向与预磨方向垂直，抛光时要向棉布上适时滴水。
直到样品表面预磨痕迹消失，同时像镜面一样反光，停止抛光。
3.腐蚀
用清水冲洗样品表面，然后在用酒精擦拭，最后用配好的苦味酸腐蚀抛光好的样品表面30～50秒，此时样品表面已经不再反光。
4.金相观察拍照
将样品放在显微镜下，调节平移旋钮寻找合适的观察区，直到找到样品的晶界，然后拍照保存。
5.硬度测试
将样品放在硬度测试机上按照相应的操作流程测出样品的硬度，并记录下来。
五．实验结果
1.金属样品腐蚀后的显微组织照片
⑴32#样品：
图2 32#样品（淬火态CLAM钢）腐蚀后金相显微组织照片（400倍）
⑵7#样品
图3 7#样品（淬火态CLAM钢）腐蚀后金相显微组织照片（400倍）
2.硬度
32#
次数第一次第二次第三次平均值硬度
7#
六．实验结论
1.淬火态样品的硬度比回火态样品高；
2.淬火态样品的晶粒大小比回火态样品小；
七．实验注意事项
1.抛光中需要保持样品表面湿润；
2.抛光过程中用紫色研磨膏有助于快速抛光；
3.预磨时要保持样品表面水平；
4.腐蚀的时间很重要，不能太短也不要很长，不然直接影响显微镜
下对晶界的观察效果。
八．实验的讨论和分析
问题：淬火态样品比回火态样品硬度高的原因：
淬火马氏体钢为高含碳量的片状马氏体，片的大小和粗细不一，在电镜下看到孪晶结构，孪晶结构滑移困难且本身含碳量高，晶格畸变大小以及回火时碳化物沿孪晶百年析出时不均匀，导致硬度很大；回火态过冷奥氏体钢样品在冷却时由于冷却速度较慢，组织变大，硬度相对降低，导致淬火态样品比回火态样品硬度高。