中国先进研究堆堆芯容器材料6061-T6铝的力学性能试验  

Test for Mechanical Properties on 6061-T6 Aluminium of China Advanced Research Reactor

作　　者：宁广胜[1] 徐远超[1] 佟振峰[1] 张长义[1] 林虎[1] 杨文[1] 

机构地区：[1]中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413 中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413 中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413 中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413 中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413 中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413

出　　处：《原子能科学技术》2007年第z1期357-360,共4页Atomic Energy Science and Technology

摘　　要：采用紧凑拉伸C(T)试样和短比例拉伸试样,分别对中国先进研究堆(CARR)堆芯容器材料T6061-T6铝与普通6061-T6铝旋压前、后断裂韧度和拉伸性能进行实测.试验数据表明:6061-T6铝的断裂韧度、拉伸性能与硼、镉等微量元素含量基本无关;经锻造旋压后与仅做锻造比较,T6061-T6铝的延性和断裂韧度有较大提高,各向异性得到改善.

关 键 词：6061-T6铝 断裂韧性 各向异性 

分 类 号：TL341[核科学技术—核技术及应用]