检索结果-内蒙古大学图书馆

中国核学会2015年学术年会

作者：陈建刚尹昌耕李传锋刘云明王录全刘利剑杜沛南孙长龙中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料国家重点实验室四川成都 610041

为改善(U-Mo)-Al燃料板铀均匀性,研究了混料方式和芯坯端部形状对芯体铀均匀性的影响.采用转盘式混料机和特制三维混料机对U-Mo粉和Al-Si粉进行混合对比试验,采用传统平角和特制削角芯坯成型模具压制了三种端部形状不同的(U-Mo)-Al燃料... 详细信息

为改善(U-Mo)-Al燃料板铀均匀性,研究了混料方式和芯坯端部形状对芯体铀均匀性的影响.采用转盘式混料机和特制三维混料机对U-Mo粉和Al-Si粉进行混合对比试验,采用传统平角和特制削角芯坯成型模具压制了三种端部形状不同的(U-Mo)-Al燃料芯坯.采用氧化还原滴定法测定混合粉的铀含量;采用γ射线吸收法检测燃料板铀均匀性,采用光学显微镜观察芯体微观形貌.分析结果表明:相对二维混料,三维混料提高了粉末均匀混合程度,极大改善了燃料板均匀区的铀均匀性,但对”狗骨”区铀均匀性没有积极作用.芯坯端部形状对(U-Mo)-Al燃料板”狗骨”区铀均匀性具有重大影响.平角芯坯制成的燃料板”狗骨”程度较严重;双面削角芯坯制成的燃料板”狗骨”程度加剧;单面削角芯坯制成的燃料板芯体端部厚度渐薄,无断裂和较长的燃料拖尾,”狗骨”程度得到明显改善.验证试验结果表明:采用三维混料和单面削角芯坯,(U-Mo)-Al燃料板均匀区铀均匀性全部控制在±12％以内,”狗骨”区铀均匀性全部控制在±20％以内.

关键词：核反应堆燃料板芯体铀合金分布均匀性

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Cr,Mo,Ni在α-Fe(C)中占位、键合性质及合金化效应的第一性原理研究

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物理学报 2014年第19期63卷 280-287页

作者：文平李春福赵毅张凤春童丽华西南石油大学油气藏地质及开发工程国家重点实验室成都610500 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室成都610213

基于密度泛函理论第一性原理方法,采用广义梯度近似下的PW91泛函形式,计算了合金元素Cr,Mo,Ni固溶于α-Fe(C)的电子结构,从晶格畸变、结合能、态密度、重叠布居及差分电荷密度等计算结果出发探讨了合金元素在α-Fe(C)中占位、键合性质... 详细信息

基于密度泛函理论第一性原理方法,采用广义梯度近似下的PW91泛函形式,计算了合金元素Cr,Mo,Ni固溶于α-Fe(C)的电子结构,从晶格畸变、结合能、态密度、重叠布居及差分电荷密度等计算结果出发探讨了合金元素在α-Fe(C)中占位、键合性质及其合金化效应,结果表明:Cr优先占据铁素体晶胞顶角位置,而Mo,Ni优先占据体心位置;Cr与晶胞的结合能最大,晶胞最稳定,Ni次之,Mo最低;Cr,Mo,Ni在晶胞中都存在金属键、共价键和微弱离子键的共同作用,成键轨道主要是Cr3d与Fe3d,Mo4d与Fe3d,Ni3d与Fe3d,C2p的交互作用形成的;Cr与晶胞原子间的键合作用强,晶胞的稳定性好,对增强钢材的机械性能帮助较大,Ni的键合作用较弱,但还是能保持晶胞的稳定性,Mo虽然键合作用强,但反键作用也非常强,使晶胞的稳定性大大降低,对钢材的机械性能危害较大.

关键词：第一性原理 α-Fe(C) 键合性质合金化效应

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核燃料沉积室气固两相流模拟优化

核燃料沉积室气固两相流模拟优化

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中国力学大会-2015

作者：陈建华李统业张楠中国科学院过程工程研究所多相复杂系统国家重点实验室中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室

针对核燃料制备过程中出现的颗粒黏结现象,对沉积室内的二氧化铀颗粒-氢气体系进行了气固两相流数值模拟研究,按照真实几何结构对沉积室进行建模,采用Euler-Euler方法进行3D非稳态模拟。

关键词：气固两相流核燃料模拟优化

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核燃料沉积室气固两相流模拟优化

核燃料沉积室气固两相流模拟优化

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2015中国力学大会

作者：陈建华李统业张楠中国科学院过程工程研究所多相复杂系统国家重点实验室北京100190 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室成都610005

针对核燃料制备过程中出现的颗粒黏结现象,对沉积室内的二氧化铀颗粒-氢气体系进行了气固两相流数值模拟研究,按照真实几何结构对沉积室进行建模,采用Euler-Euler方法进行3D非稳态模拟.

关键词：

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CLF-1低活化铁素体/马氏体钢真空电子束焊接研究

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焊接技术 2014年第5期43卷 26-29,1页

作者：陈路王泽明陶海燕陈高詹朱天军中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料国家重点实验室四川成都610041

针对中国固态增殖剂试验包层模块(TBM)的结构材料CLF-1低活化铁素体/马氏体钢,开展了真空电子束焊接试验,并在740℃/1.5 h条件下进行了焊后热处理(PWHT)。焊后表面成形良好,无任何表面缺陷。基于焊缝中气孔的形成机理,通过电子束重熔焊... 详细信息

针对中国固态增殖剂试验包层模块(TBM)的结构材料CLF-1低活化铁素体/马氏体钢,开展了真空电子束焊接试验,并在740℃/1.5 h条件下进行了焊后热处理(PWHT)。焊后表面成形良好,无任何表面缺陷。基于焊缝中气孔的形成机理,通过电子束重熔焊接的方法解决了焊后存在大量链状气孔的问题。分析了焊接接头的金相组织、力学性能及各合金元素的能谱分布。结果表明,焊态和热处理态的焊缝金属中主要均由板条马氏体组成,在电子束焊接过程中各主要的合金元素也未烧损,热处理态的焊缝抗拉强度较焊态略有下降,同时韧性有所提高。基于电子束焊接试验,成功试制了TBM模块盖板模拟件。

关键词： CLF-1低活化铁素体马氏体钢电子束焊接金相组织力学性能

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SB_265_Gr1薄板钛合金激光焊接及残余应力

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电焊机 2014年第9期44卷 77-80页

作者：陈路陶海燕魏连峰王世忠王海男中国核动力研究设计院反应堆燃料与材料国家重点实验室四川成都610041 中国中原对外工程有限公司上海200233

针对0.6 mm厚SB_265_Gr1钛合金开展了脉冲激光焊接工艺试验,并在550℃/0.5 h炉冷下进行焊后热处理(PWHT),焊后成形美观,焊缝保护良好,无缺陷。分析了焊接接头的金相组织和力学性能,对焊缝的焊后及热处理后的残余应力进行了测试。结果表... 详细信息

针对0.6 mm厚SB_265_Gr1钛合金开展了脉冲激光焊接工艺试验,并在550℃/0.5 h炉冷下进行焊后热处理(PWHT),焊后成形美观,焊缝保护良好,无缺陷。分析了焊接接头的金相组织和力学性能,对焊缝的焊后及热处理后的残余应力进行了测试。结果表明,焊态和热处理态的焊缝金属中主要为粗大块状α组织和条状α组织,力学性能满足要求,焊后热处理改善了残余应力。为现役核电厂换热装置中换热片整板拼焊的修复方法提供了技术参考。

关键词：换热片激光焊接 SB_265_Gr1钛合金力学性能残余应力

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核燃料颗粒化学气相沉积包覆铌层的热力学分析

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核动力工程 2013年第5期34卷 61-64页

作者：潘小强杨静张良李统业刘廷伟王晓敏中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料国家重点实验室成都610041

燃料颗粒表面涂覆Nb层采用的是流态化化学气相沉积(CVD)技术。采用HSC Chemistry 6.0软件,对该工艺过程进行热力学模拟计算,分析各工艺参数对反应产物的影响。结果表明:提高沉积温度,有利于金属Nb的生成,并减少副产物的含量;随着氢气与N... 详细信息

燃料颗粒表面涂覆Nb层采用的是流态化化学气相沉积(CVD)技术。采用HSC Chemistry 6.0软件,对该工艺过程进行热力学模拟计算,分析各工艺参数对反应产物的影响。结果表明:提高沉积温度,有利于金属Nb的生成,并减少副产物的含量;随着氢气与NbCl5的摩尔比的增加,反应所得产物中的Nb含量也随之增加;Ar气也可以一定程度上影响平衡反应产物的组成,一定量的Ar气有助于金属Nb的生成,减少副产物。

关键词：包覆型燃料颗粒 Nb涂层流态化化学气相沉积热力学计算

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锆合金表面碳化硅涂层的制备及性能研究

锆合金表面碳化硅涂层的制备及性能研究

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第十八届全国高技术陶瓷学术年会

作者：王美玲邓长生简敏李刚清华大学新型陶瓷与精细工艺国家重点实验室中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室

锆合金具有优良的堆内性能,是目前轻水堆燃料的包壳材料,但其锆水反应的本性不仅造成锆合金的腐蚀,影响包壳的使用寿命,而且事故工况下大量氢气的生成严重影响堆芯的安全性。碳化硅具有优良的堆内性能,耐高温、耐腐蚀,将其沉积在锆合金... 详细信息

锆合金具有优良的堆内性能,是目前轻水堆燃料的包壳材料,但其锆水反应的本性不仅造成锆合金的腐蚀,影响包壳的使用寿命,而且事故工况下大量氢气的生成严重影响堆芯的安全性。碳化硅具有优良的堆内性能,耐高温、耐腐蚀,将其沉积在锆合金表面可有效隔绝锆合金和水的接触,减少锆合金在水环境下的腐蚀和吸氢,延长反应堆包壳材料的使用寿命,同时减缓严重事故的发生,对延长燃料寿命,增加堆芯的安全性具有重要意义。

关键词：碳化硅涂层锆合金包壳材料

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SCWR候选不锈钢的低周疲劳性能研究

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核动力工程 2013年第1期34卷 146-149,156页

作者：陈乐唐睿梁波张强刘鸿中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料国家级重点实验室成都610041

采用MTS材料试验机研究316Ti、347和HR3C奥氏体不锈钢在650℃和室温下±0.5%应变幅的低周疲劳性能,并采用扫描电镜对试验后样品进行断口分析。结果表明,347和HR3C不锈钢在室温下疲劳寿命较高,347不锈钢在650℃疲劳寿命也较高。3种... 详细信息

采用MTS材料试验机研究316Ti、347和HR3C奥氏体不锈钢在650℃和室温下±0.5%应变幅的低周疲劳性能,并采用扫描电镜对试验后样品进行断口分析。结果表明,347和HR3C不锈钢在室温下疲劳寿命较高,347不锈钢在650℃疲劳寿命也较高。3种材料在两种温度下的弹性变形量均在0.1%～0.15%之间,且滞后回线面积变化不大,这表明弹性变形量与疲劳寿命高低无直接联系。3种材料在两种温度下呈现出不同的循环硬化/饱和行为,316Ti不锈钢的650℃峰值应力与室温峰值应力无明显变化,而HR3C和347不锈钢的差别较大,但316Ti不锈钢的650℃循环硬化效应显著,347不锈钢的硬化效应较低。在650℃低周疲劳试验后,347不锈钢样品断口表面的疲劳条带间距仅为1.87μm,而对于316Ti和HR3C不锈钢则分别达到4.67μm和3.0μm,进一步表明347不锈钢在650℃的疲劳寿命最高。

关键词：超临界水冷堆低周疲劳奥氏体不锈钢

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模拟热峰冲击下UO_2微观结构的变化

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稀有金属材料与工程 2013年第9期42卷 1884-1888页

作者：商佳程刘颖涂铭旌四川大学四川成都610065 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料国家重点实验室四川成都610041

利用分子动力学方法,通过热峰模型模拟了高能辐照下UO2的损伤过程。通过在单次热峰模拟中设定不同入射温度、不同入射半径的热峰,观察到基体中心区域原子获得了能量。在热激活的作用下以压力波的形式向外层快速传递,在原子大量离位的同... 详细信息

利用分子动力学方法,通过热峰模型模拟了高能辐照下UO2的损伤过程。通过在单次热峰模拟中设定不同入射温度、不同入射半径的热峰,观察到基体中心区域原子获得了能量。在热激活的作用下以压力波的形式向外层快速传递,在原子大量离位的同时也有大量回复在进行。随入射能量的不同,最终形成了非晶态、半非晶、晶态3种微观结构。模拟结果可以较好地重现热峰辐照的物理过程,能够对在实验上无法观测的微小尺度的变化给予直观的描述。

关键词：二氧化铀分子动力学热峰模型

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