反应堆材料实验报告
核反应堆物理课程报告
核反应堆物理课程报告罗晓2014151214有关反应堆反应性的研究报告作者：罗晓摘要：本学期我们进行了《反应堆物理》课程的学习，在学习之尾，为了检验学习成果，特在此做有关反应堆反应性的研究报告。
在反应堆研究的各个方面，反应性的研究不可忽视，在反应堆运行期间,为了能在给定的功率条件下稳定地运行,且能满足紧急停堆、功率调节、补偿控制等要求,必须引入各种形式的反应性。
而确定需要引入反应性的数量和采用何种方式进行高效与安全的控制,以及各种控制类型之间反应性的分配,是核反应堆堆芯设计的一个十分重要的方面。
为了对立面的有关机理进行更加详细的了解,下面对各种反应性进行了综合分析,且对其稳定性进行了分析,得出了全面的控制机制和详细的动态特性。
这对反应堆的堆芯设计、有效控制和安全运行具有重要的参考意义。
关键词：反应堆、反应性、控制首先，我们在此解释反应性的概念。
宏观上来说，反应性即为反映核反应堆状态的一种物理量。
数学定义如下：其中：k 为反应堆的有效增值系数从上式来看，反应性表征了反应堆偏离临界状态的程度。
在反应堆内引入反应性有很多种办法，而经常用到的有如下几种:(1)向堆内插入可移动的且具有较强中子吸收能力的控制棒，常采用由银 － 铟 － 镉合金组成的控制棒组件，他们通过控制棒驱动机构有效控制，我们将这部分反应性记为1ρ ;(2)向堆芯内装入对中子吸收截面较大的固体物质———可燃毒物，在堆芯运行期间，随着核燃料一起逐渐被消耗掉，我们将其记为2ρ ;(3)在轻水堆中，将对中子吸收截面较大的物质溶解在冷却剂中，将其称为可溶毒物，用 3ρ 表示。
以上引入的这些反应性，无论是因操作需要而人为引入的，还是由于意外事故的发生而造成的(如控制棒被抛出或冷却剂泵损坏)，他们都是通过改变外加中子吸收物质来实现的。
同时，反应堆内反应性的变化应该考虑一下三种情况：（1）温度效应因反应堆温度效应变化而引起的ρ发生变化的效应，称为反应性的温度效应。
核反应堆包壳材料的研究进展
核反应堆包壳材料的研究进展1包壳材料的选择燃料包壳是核燃料的封装容器，是规定燃料元件几何形状的支撑结构。
反应堆的燃料元件中除高温气冷堆外，一般都采用金属包壳，气冷堆常用带肋片的管状金属包壳，而液体冷却反应堆通常用简单的圆管状金属包壳。
在反应堆运行期间，燃料元件所处的工作条件非常严酷，它不仅受到强烈的中子流辐照，还受到高温高速冷却剂流的侵蚀、腐蚀，以及裂变产物的腐蚀；此外，还要承受热和机械应力的作用。
为了能够保持燃料元件的完整性以及工作的可靠性，就必须为不同类型的反应堆选择合适的包壳材料[1]。
选择包壳材料，须要综合考虑下列因素[2]：1.与核燃料的相容性要好，即在工作状态下，燃料与包壳材料的界面处不会发生使燃料元件变坏的化学反应和物理作用。
2.具有良好的核性能，也就是感生放射性弱，具有小的中子吸收截面。
3.导热性能良好。
4.抗辐照稳定性强。
5.机械性能优良，具有一定的强度与韧性，使得在燃耗较深的条件下，燃料元件仍能保持机械完整性。
6.抗腐蚀能力强。
7.容易加工成形，成本低廉。
综合以上考虑，锆及锆合金具有独特的核性能，良好的加工性能，在300~400 ℃的高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能，被主要用作轻水反应堆的燃料包壳和堆芯结构材料(燃料包壳、压力管、支架和孔道管)，广泛用于民用反应堆和军用动力堆，是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料，因此被誉为“原子时代第1金属”[3]。
近年来，各国在提高反应堆的安全性、可靠性以及在降低核电成本的同时，积极提高反应堆的运行功率，这必然会对用作包壳和堆芯结构材料的耐蚀性能和力学性能提出更高的要求。
因此，国内外科研人员都在持续研发性能更加优异的锆合金、SiC包壳材料以及开展包壳材料涂层保护技术的研究，目的均在提升核反应堆的安全性、可靠性和经济性。
2Zr合金包壳材料研究进展军事上的需求是推动锆(铪)工业起步的主要动力。
金属Zr就是美国发展核潜艇的产物，后来，随着人类对高效、清洁能源的需求，锆被大量地应用到核电反应堆。
材料科学基础原子堆垛实验报告
材料科学基础原子堆垛实验报告实验报告：材料科学基础原子堆垛实验
实验目的：通过原子堆垛实验，了解材料的晶体结构和堆垛方式。
实验原理：材料的晶体结构由原子或离子以一定的方式堆垛组成。
原子堆垛的方式包括简单堆垛、面心堆垛和体心堆垛。
在简单堆垛中，原子直接堆叠在一起，形成简单的晶格。
面心堆垛中，原子堆垛成面心立方结构，其中每个角上有一个原子，每个面上有一个原子。
体心堆垛中，原子堆垛成体心立方结构，其中每个角上和每个面上都有一个原子。
通过原子堆垛的实验，可以观察材料的晶体结构和确定原子的堆垛方式。
实验装置：
原子堆垛实验装置（包括晶体样品、显微镜等）；
显微镜摄像设备；
计算机或数据记录装置。
实验步骤：
将晶体样品放置在原子堆垛实验装置上，确保其稳定。
通过显微镜将晶体样品放大到合适的倍数。
使用显微镜摄像设备将放大后的晶体样品图像传输到计算机或数据记录装置上。
在计算机或数据记录装置上观察晶体样品的堆垛结构。
分析晶体样品的堆垛方式，确定其为简单堆垛、面心堆垛还是体心堆垛。
记录观察到的晶体结构和堆垛方式。
实验结果与讨论：
根据观察到的晶体结构和堆垛方式，我们可以得出
如果晶体样品的原子堆垛方式为简单堆垛，那么晶体的晶体结构为简单晶体结构，原子直接堆叠在一起，没有额外的原子在角上或面上。
如果晶体样品的原子堆垛方式为面心堆垛，那么晶体的晶体结构为面心立方结构，每个角上有一个原子，每个面上有一个原子。
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。
核反应堆用17-4PH不锈钢的性能研究的开题报告
核反应堆用17-4PH不锈钢的性能研究的开题报告一、研究背景和意义核反应堆作为一种能源供应设施，对于我国及全球的能源结构和能源战略具有十分重要的意义。
而核反应堆的结构及其所用材料的性能则直接影响着其安全、可靠、稳定运行。
17-4PH不锈钢是一种常用的核反应堆结构材料，其在高温、高压等特殊环境下具有良好的机械性能和耐腐蚀性能。
该材料的研究将有助于提高核反应堆的性能和长期运行的稳定性，从而推动我国核能产业的发展和健康可持续发展。
二、研究目的本研究旨在探究17-4PH不锈钢在核反应堆中的特殊机械性能和耐腐蚀性能，以及相关应用技术。
具体研究目的包括：1. 对17-4PH不锈钢的成分、组织结构、热机械加工工艺进行分析和探究。
2. 研究17-4PH不锈钢在核反应堆中的工作环境，如高温、高压、放射性等因素对其影响，并分析其耐腐蚀性能。
3. 对17-4PH不锈钢在核反应堆中的应用进行研究，如辐射芯片、反应堆容器、核燃料壳管等，以及在核废料的储存和处理中的应用。
4. 对17-4PH不锈钢制品所需的相关测试方法和试验设备等技术手段进行探究，以提高其制品的测试精度和可靠性。
三、研究方法本研究将采用实验研究、理论分析和数值模拟等多种方法进行分析。
1.实验研究：对17-4PH不锈钢进行成分分析、金相显微分析、高温高压等物理试验，以及对样品在辐射环境下的耐腐蚀性能进行测定。
2.理论分析：采用材料力学、金属材料学等理论对17-4PH不锈钢在核反应堆中的应用进行分析，结合实验数据进行验证。
3.数值模拟：利用有限元分析等数值模拟方法，对17-4PH不锈钢在核反应堆中的应力、变形和疲劳等特性进行模拟分析。
四、研究内容本研究主要内容包括以下几个方面：1.17-4PH不锈钢的成分、组织结构、热机械加工工艺分析。
2.17-4PH不锈钢在核反应堆中的工作环境及其耐腐蚀性能分析研究。
3.对17-4PH不锈钢在核反应堆中的应用、测试方法及试验设备等技术手段进行探究研究。
了光温室番茄应用秸秆生物反应堆技术试验报告
秸 秆生 物 反 应 堆 技 术 是将 农 作 物秸 秆 在 微 生 物菌 种 、 催
化剂 、 净 化 剂 的作 用 下 ， 定 向转 化 成 植 物 生 长 所 需 的 二 氧 化
秸秆生物反应堆菌种、 疫苗、 秸秆 、 有机肥等。
２ ． 试 验 方 法
碳、 热量 、 抗 病微生物 、 有机和无机养料 ， 是 一 项 科 学 利 用 秸 秆资源 ， 发 展 现 代 农业 的先 进实 用 技 术 。赣 榆 县 设 施 蔬 菜 播 种面积 ｌ ０万 亩 ， 其 中 日光 能 温 室 ２万 亩 ， 是 赣 榆 县 设 施 农 业
厚度 ２ ５ ～ ３ ０厘 米 。 堆上按 ２ ０厘 米 标 准 打 孔 ， 堆 积发酵 ４ ～ ２ ４ 小时即可（ 堆 温 不要 超过 ５ ５ ℃） ．
３ ． 试 验 地 点
和农药 ， 导 致 土 壤 盐 渍 化等 连 作 障碍 ， 病虫草害猖獗 ， 产 品质
量显著下降。 为解 决 这 一 问 题 ． 赣榆县土肥站与 ２ ０ １ ２ 年 从 扬
肥于 ２ ０ １ ２年 ７月 ２ ５ 日旋 耕 施 人 ， ８月 １ ０ 日定 植 。生 长期 间 调查各小 区生物学性状 ． １ ２月 ２ ０ 日开 始 采 收 ， ２ ０ １ ３年 ３月
５ ． 试 验 处 理 与设 计
ቤተ መጻሕፍቲ ባይዱ
１ ０ 日采 收 结 束 。
６ ． 种 植 密度 大行宽 ８ Ｏ厘 米 ． 小行宽 ６ Ｏ厘 米 。在 小 行 位 置 开 沟 深 ２ ５ 厘米 、 宽５ Ｏ厘 米 ， 栽植密度为 ２ ５ ０ ０株， 亩。 二、 结 果与 分 析
植 保 土 肥
Ｚｈｉ ｂａｏｔ ｕｆ ｅｉ
日光温室番茄应用秸秆生物 反应堆技术试验报告
温室茄子应用秸秆生物反应堆技术的试验总结
北京地区通过 日 光温室用营养钵提前培育马铃 薯苗再进行定植等手段调整播薯栽苗时间， 可将马 铃薯 的采 收期提 前 到 ３ 中下旬 左 右 ，避开 京 外的 月
一
【】罗维禄． ３ 马铃 薯新品种 “ 中薯 ３号”特征特性与高产栽 培 技术 『 ． Ｊ 福建农业科技，０ ８ １ ：９７ ． 同 １ ２ ０ ， ）６ ．１ （
史 ，现有市 日光 温室蔬 菜 生产面 积 ７３ ３ ｍ １ 万 ３ （ １ ｈ
环境条 件 ， 展 了温室 蔬菜应 用秸秆 生物 反应堆 技 开 术 的研 究 ，取得 了 良好 的经 济效 益和社 会效 益 。
亩） ，年供 应反 季节 蔬菜 １０ ｔ １ 万 ，促进 了瓦房店 市 农业生 产 的发展 和农 民快 速致 富 。但 由于生 产高度
１ 材 料和 方法
１１ 材 料 与设计 ． 温室茄 子多 采用嫁 接育 苗 ，嫁接 茄子 既要选 择 高产 优质 的 品种 ， 亲和性 又要好 ｎ 木 采用托 鲁 巴 Ｉ砧 姆野 生茄 子品种 ；接穗 选用荷 兰瑞 克斯 旺种苗 公 司 的 “０７ ５ １—６ ”品种 ，砧木 比接穗 早播 １ ～２ ， 月 ５ ０ｄ ８ 上旬嫁 接 ，９ 中旬定 植 。 月 试验设置 ：设 处理 （ 丰宝菌剂 ＋秸秆 ） 沃 、对 照 （ 白） 小 区面积分 别为 ８ ， 空 。 ４ｍ２ 栽苗 ２０ （６ ｍ ４ 株 ６７ 马铃 薯进 京高 峰 ，可获 得更高 的 收益 。在北 京地 区 发展 春 温室育 苗马 铃薯栽 培 ， 以发展 少 面积抢 早 可 上市 的苗 栽 “ 大 白”品种 ，大 面积 发展 苗栽 “ 早 荷 兰十五 ”的模 式 ，苗栽 马铃 薯 的栽培模 式使 菜农 可
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。
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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：李远杰
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.观察经淬火和回火的样品的表面晶格结构，并比较两者的不同。
二．实验原理（主要阐述实验中相关过程的基本原理，如预磨和抛光的原理，腐蚀剂的选择，金相的判断，热处理原理，硬度测试原理等）
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.预磨和抛光
预磨是指通关过表面预处理清除部件上的污物，消除严重氧化、
细微划痕及表面缺陷，工艺大多采用水砂纸去除表面瑕疵。
而抛光是指利用机械、化学或电化学的作用，使工件表面粗糙度降低，以获得光亮、平整表面的加工方法。
抛光不能提高工件的尺寸精度或几何形状精度，而是以得到光滑表面或镜面光泽为目的，有时也用以消除光泽（消光）。
3、腐蚀剂
在金属腐蚀过程中，表面上某些特定部位会选择地溶解。
金属固溶体的组分之一，优先的由于腐蚀而转入溶液，而金属表面则逐渐地富集了另一组成，这称为组分的选择性腐蚀。
选择性腐蚀源于金属表面上组分的差异，而在腐蚀介质的作用下行为各异。
与介质反应时活性大的组分将优先氧化或溶解，而较稳定的组分则残留下来。
4、金相判断
金相是指金属或合金的化学成分以及各种成分在合金内部的物理状态和化学状态。
金相组织是反映金属金相的具体形态，如马氏体，奥氏体，铁素体，珠光体等等。
广义的金相组织是指两种或两种以上的物质在微观状态下的混合状态以及相互作用状况。
金相显微镜是将光学显微镜技术、光电转换技术、计算机图像处理技术完美地结合在一起而开发研制成的高科技产品，可以在计算机上很方便地观察金相图像，从而对金相图谱进行分析，评级等以及对图片进行输出、打印。
5、硬度测量
硬度是衡量金属材料软硬程度的一项重要的性能指标，它既可以理
解为是材料抵抗弹性变形、塑性变形或破坏的能力，一可以表述为材料抵抗残余变形和反破坏的能力。
硬度试验根据其测试方法的不同可以分为静压法（如布氏硬度、洛氏硬度、维氏硬度等）、划痕法（如莫氏硬度）、回跳法（如肖氏硬度）以及显微硬度、高温硬度等多种方法。
本实验采用静压法，通过测量压入深度，硬度值可以直接读出，操作简单快捷，工作效率高。
三．实验器材（主要阐述实验中使用到的材料，仪器的型号参数及试剂等）1.RAFM钢样品两个（一个用于观察淬火态金相（21#），一个用于观察回火态金相（26#））；
2.样品预磨机，抛光机，砂纸（800#和1200#两种各一张），酒精，苦味酸，镊子，药棉若干，吹风机，金相显微镜，硬度测试仪。
四．实验步骤（主要阐述实验的具体过程，大致过程包括预磨-抛光-腐蚀-金相观察拍照-硬度测试等）
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1200#砂纸，重复⑴—⑷步，1200#砂纸可以使样品表面划痕变得很精细。
2.抛光
（1）在抛光机布上涂抹适量抛光剂，沿一条半径抹开。
打开开关（2）不断向抛光布上喷洒水，用手将样品固定在布上开始抛光，注意与预磨划痕垂直方向抛光。
直到样品没有划痕为止。
（3）用自来水冲洗样品，再用酒精擦洗，然后再显微镜下观察表面是否平整干净。
3.腐蚀
（1）将样品在吹风机下吹干。
（2）带上手套，将样品水平放入掌心，用镊子夹住药棉吸取适量苦味酸均匀涂于样品表面，经约45秒后冲洗掉。
（3）用酒精将样品表面擦洗干净，用吹风机吹干。
4.金相观察拍照
（1）将处理后的样品放于显微镜下，调节粗准焦螺旋，直到视野明亮，再调节细准焦螺旋，直到看到样品表面晶格结构。
（2）对显微镜下样品晶格结构进行拍照保存。
5.硬度测试
（1）将样品重新抛光，冲洗吹干。
（2）打开硬度测量仪，将样品放入开始测量，记录样品硬度。
改变位置重新量试2次并记录，若三次相差过大，再另选几处
测量。
五．实验结果（主要贴出腐蚀前后的照片，硬度测试结果等）
1.金属样品腐蚀前后的表面和显微组织照片
⑴21#样品：
图2 21#样品（淬火态CLAM钢）腐蚀后金相显微组织照片（400倍）
⑵26#样品
图3 26#样品（回火态CLAM钢）腐蚀后金相显微组织照片（400倍）2.硬度测量结果
六．实验结论（主要分析金相及硬度测试结果，判断材料热处理状态）
1.两种样品均能观察到方形的晶格形状；
2.淬火态样品的硬度比回火态样品高。
七．实验注意事项（主要说明实验中需要注意的细节）
1.抛光时要垂直划痕抛光；
2.抛光中需要保持样品表面湿润；
3.腐蚀时间要适当，约为45秒，并且要均匀腐蚀。
八．实验的讨论和分析（主要分析实验中遇到的问题）
1.预磨时要均匀用力，否则可能将样品表面磨成多面体形。
还要尽
量在一个方向多磨一会，否则会使表面划痕过于混乱。
2.用酒精清洗和用苦味酸腐蚀时镊子要分开用。
不能污染酒精，否
则会使用酒精擦洗后的样品表面带有污浊物，影响接下来的观测。
3.淬火态样品比回火态样品硬度高的原因:样品经过回火后，钢的组
织趋于稳定，淬火钢的脆性降低，韧性与塑形提高，消除或者减少淬火应力，稳定钢的形状和尺寸，因而硬度有所降低。