Page 77 - 《摩擦学学报》2020年第6期
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760 摩 擦 学 学 报 第 40 卷
值下,405 SS发生了转移,即发生了黏着磨损,此结果 行状态由部分滑移区向混合区和完全滑移区转变;磨
与图5一致. 损体积和磨损率增加.
2.4 剖面分析 b.当微动运行于部分滑移时,稳定阶段的摩擦系
图7所示为不同位移幅值下690合金管的剖面分 数最小,而混合区和完全滑移区的却基本相同.
析结果. 在部分滑移区,尽管可以观察到少量的磨损 c.当微动运行于部分滑移区时,690合金管主要的
坑,但磨损表面还保证了相对的完整性,相对于其他 磨损机制为黏着磨损和剥层;当微动处于混合区时,
工况下,损伤最为轻微;位移为30 μm时,出现了深度 690合金管主要的磨损机制为剥层;而当微动为完全
接近15 μm的磨损坑,磨坑边缘与表明角度大约为 滑移区时,690合金管主要的磨损机制为剥层和磨粒
30度,且磨损坑中有堆积的磨屑;位移为80 μm时,磨 磨损.
痕表面观察到磨屑层覆盖于磨屑表面;位移为200 μm 参 考 文 献
时,磨损坑的宽度最大接近90 μm,且磨损坑边缘可以
[ 1 ] Zhu Minghao, Zhou Zhongrong. Composite fretting wear
观察到有裂纹存在,裂纹深度接近4 μm,扩展方向沿
mechanism of GCr15 bearing steel[J]. Material of Mechanical
平行于表面方向,推测为剥层裂纹.
Engneering, 2003, 27(2): 10–13 (in Chinese) [朱 旻 昊 , 周 仲 荣 .
2.5 磨损体积分析
GCr15轴承钢的复合微动磨损行为研究[J]. 机械工程材料, 2003,
图8为690合金管的微动磨损体积和磨损率. 由测 27(2): 10–13]. doi: 10.3969/j.issn.1000-3738.2003.02.004.
量数据可知,随着位移幅值的增大,磨损体积和磨损 [ 2 ] Zhu Minghao, Li Zheng, Zhou Zhongrong. Composite fretting wear
率均随之增大. 位移从15 μm增至30 μm,磨损体积增 of low carbon steel[J]. Material Engineering, 2004, (10): 12–15
大了约3倍,磨损率增长了约0.000 7;位移从80 μm增 (in Chinese) [朱旻昊, 李政, 周仲荣. 低碳钢的复合微动磨损特性
研究[J]. 材料工程, 2004, (10): 12–15]. doi: 10.3969/j.issn.1001-
至200 μm时,磨损体积增大了3倍,磨损率增长了约
4381.2004.10.003.
0.048;而当位移从30 μm增至80 μm时,磨损率体积增
[ 3 ] Zhou Zhongrong, Luo Weili. Recent development in fretting wear
大到约14倍,磨损率增大到约5.5倍. 对比磨损率和磨 research[J]. Tribology, 1997, 17(3): 272–280 (in Chinese) [周仲荣,
损体积的变化趋势可知,位移从30 μm增大到80 μm 罗唯力. 微动摩擦学的发展现状与趋势[J]. 摩擦学学报, 1997,
时,690合金管的微动磨损量发生了显著的变化. 结合 17(3): 272–280]. doi: 10.3321/j.issn:1004-0595.1997.03.015.
微动运行工况可知,部分滑移区的磨损量最小且磨损 [ 4 ] Tang Hui. Fretting damage, One of world-wide difficulties in the
率最低,是微动磨损损伤最轻微的区域,而完全滑移 filed of nuclear power equipment and structures for a long-term[J].
Nuclear Power Engineering, 2000, 21(3): 221–226 (in Chinese) [唐
区磨损体积和磨损率最高,是磨损最严重的区域,由
辉. 世界核电设备与结构将长期面临的一个问题--微动损伤[J].
混合区向完全滑移区过渡的过程中,微动磨损出现了
核动力工程, 2000, 21(3): 221–226]. doi: 10.3969/j.issn.0258-0926.2000.
明显加剧的情况.
03.008.
[ 5 ] Ding Xunshen. Fretting wear and protection of steam generator
0.019 7 0.020
Wear volume tubes[J]. Nuclear Safety, 2006, (3): 31–6 (in Chinese) [丁训慎. 蒸汽
6 Wear rate 6.3×10 7 0.015 发生器传热管的微振磨损及其防护[J]. 核安全, 2006, (3): 31–6].
Wear volume ×10 7 /μm 3 4 0.010 Wear rate [ 6 ] doi: 10.16432/j.cnki.1672-5360.2006.03.007.
0.015 9
Lee Y H, Kim H K, Kin H D, et al. A comparative study on the
fretting wear of steam generator tubes in korean power plants[J].
2
0.002 9
00147-9.
0.002 2 2.03×10 7 0.005 Wear, 2003, 255(7−12): 1198–1208. doi: 10.1016/S0043-1648(03)
5.3×10 5 1.43×10 6 [ 7 ] Jeong S H, Cho C W, Lee Y Z. Friction and wear of Inconel 690 for
0.000
15 30 80 200 steam generator tube in elevated temperature water under fretting
Displacement/μm
condition[J]. Tribology International, 2005, 38(3): 283–288. doi:
Fig. 8 Wear volume and wear rate of 690 alloy tube 10.1016/j.triboint.2004.08.012.
图 8 690合金管微动磨损体积和磨损率 [ 8 ] Jeung H K, Chung I S, Yoon D H, et al. A study on fretting fatigue
characteristics of Inconel 690 at high temperature[J]. Tribology
3 结论 International, 2011, 44(11): 1483–1487. doi: 10.1016/j.triboint.
2010.11.006.
a.随着位移的增大,690合金管/405不锈钢管的运 [ 9 ] Park D K, Woo S W, Yoon D H, et al. A study on fretting fatigue