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第十六届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2019年学术年会

作者：王阳阳巫英伟章静郑美银苏光辉秋穗正西安交通大学核科学与技术学院陕西省先进核能技术重点实验室西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室

板型燃料组件因其热工、机械方面的优势,在研究堆和船用堆上具有广泛的应用前景。在反应堆运行过程中,受到中子辐照、热应力等作用,燃料元件发生弯曲变形,导致冷却剂流道发生堵塞,对冷却剂流动换热产生重要影响。本文基于Fluent-MpCCI-A... 详细信息

板型燃料组件因其热工、机械方面的优势,在研究堆和船用堆上具有广泛的应用前景。在反应堆运行过程中,受到中子辐照、热应力等作用,燃料元件发生弯曲变形,导致冷却剂流道发生堵塞,对冷却剂流动换热产生重要影响。本文基于Fluent-MpCCI-Abaqus双向流固耦合方法,对板型燃料元件弯曲致流道堵塞现象进行数值模拟,研究不同堵塞份额对燃料元件温度分布以及冷却剂的温度场、流场的影响。由于燃料元件弯曲变形造成冷却剂流道变化,冷却剂流量再分配,弯曲板相邻通道及元件温度分布发生明显变化。在堵塞通道内,由于流动阻力增加,冷却剂流量减少,燃料中心温度及包壳表面温度升高。

关键词：板型燃料组件矩形通道流固耦合弯曲堵流

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核级ENiCrFe-7镍基合金焊条熔敷金属组织与性能研究

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电焊机 2019年第11期49卷 74-79页

作者：唐小华罗宏王若蒙杨飞王理张瑞谦刘奇望罗昌森四川轻化工大学材料科学与工程学院四川自贡643000 四川大西洋焊接材料股份有限公司四川自贡643010 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

通过焊芯化学成分和药皮配方优化设计,研制出核级ENiCrFe-7镍基合金焊条。应用金相显微镜观察熔敷金属的显微组织,电子扫描显微镜对断口进行形貌观察并分析断裂机理,EDS分析晶界和晶内的析出产物;测试熔敷金属的力学性能和耐晶间腐蚀性... 详细信息

通过焊芯化学成分和药皮配方优化设计,研制出核级ENiCrFe-7镍基合金焊条。应用金相显微镜观察熔敷金属的显微组织,电子扫描显微镜对断口进行形貌观察并分析断裂机理,EDS分析晶界和晶内的析出产物;测试熔敷金属的力学性能和耐晶间腐蚀性能。结果显示:ENiCrFe-7镍基合金焊条熔敷金属的显微组织为奥氏体柱状晶,一些细小析出物分散沉淀于晶粒内及晶界上。强度、延伸率、弯曲、晶间腐蚀均满足验收标准,冲击功良好,超过验收标准80%。拉伸断口呈现出典型的韧性断裂形貌。EDS分析发现熔敷金属的晶粒内及晶界处存在含Cr、Fe的金属化合物和Ti、Al的氧化物以及含Nb元素的金属化合物第二相质点。

关键词： ERNiCrFe-7焊条熔敷金属组织性能

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国内某核电站弯管失效分析及裂纹扩展行为研究

国内某核电站弯管失效分析及裂纹扩展行为研究

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中国核学会2017年学术年会

作者：尹开锯唐武王浩洪晓峰徐祺邱绍宇唐睿陈勇电子科技大学电子薄膜与集成器件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

国内某核电站弯管发生泄漏,根据国际原子能机构的国际核事件分级准则,国家核安全局将其确定为一级事件进行管理。通过对该失效部件进行化学成分分析、力学性能测试、断口扫描电镜观察、能谱分析和显微组织分析,结果显示材料显微组织中... 详细信息

国内某核电站弯管发生泄漏,根据国际原子能机构的国际核事件分级准则,国家核安全局将其确定为一级事件进行管理。通过对该失效部件进行化学成分分析、力学性能测试、断口扫描电镜观察、能谱分析和显微组织分析,结果显示材料显微组织中存在大量的冷加工滑移带,硬度390 HV,屈服强度581 MPa,裂纹为脆性断裂,裂纹沿晶扩展,断口呈冰糖块花样。在微动回路中模拟电站水化学条件下,完成了故障再现试验,并采用流电压降（DCPD）测定其裂纹扩展速率,在325℃、2 ppm溶解氧条件下失效部件应力腐蚀裂纹扩展速率为6×10～7×10mm/s。综合分析得出,弯管的失效性质为晶间应力腐蚀开裂,材料处于冷加工状态是弯管失效的原因。

关键词：弯管失效裂纹扩展加工硬化晶间型应力腐蚀开裂裂纹扩展速率

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瞬态承压热冲击下AP1000反应堆压力容器热应力数值模拟

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中国科学：技术科学 2017年第7期47卷 685-691页

作者：马梓淇张宏亮何培峰许斌罗英周进雄西安交通大学航天航空学院机械结构强度与振动国家重点实验室陕西省航天结构振动控制工程实验室西安710049 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610200

反应堆压力容器是反应堆系统中最重要的组件之一.在失水事故中通过安注嘴注入的低温冷却水会导致反应堆压力容器发生严重的承压热冲击现象.本文针对AP1000反应堆压力容器承压热冲击现象进行了流体动力学和热-力耦合分析,得到了在冷却水... 详细信息

反应堆压力容器是反应堆系统中最重要的组件之一.在失水事故中通过安注嘴注入的低温冷却水会导致反应堆压力容器发生严重的承压热冲击现象.本文针对AP1000反应堆压力容器承压热冲击现象进行了流体动力学和热-力耦合分析,得到了在冷却水注入瞬态过程中反应堆压力容器内部流场以及壁面温度分布特性,并采用双线性弹塑性模型对反应堆压力容器由于瞬态非均匀温度分布引起的热-力耦合现象进行分析.结果表明,承压热冲击现象会导致反应堆压力容器局部应力过高,在安注嘴区域应力甚至会超过材料的屈服强度,但在安注嘴以外的其他区域结构是安全的并保持在较低的应力状态.本文的数值模拟方法和分析结果可为反应堆的可靠性和安全性评估提供参考.

关键词： AP1000 反应堆压力容器承压热冲击弹塑性热应力

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锆掺杂二氧化铀中氧缺陷扩散机制的密度泛函计算研究

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原子核物理评论 2017年第3期34卷 667-671页

作者：张瑞谦肖红星王欢张仲邹宇展长勇伍建春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610213 四川大学原子核科学技术研究所辐射物理及技术教育部重点实验室成都610064

应用基于量子力学的密度泛函计算和过渡态搜寻的CI-NEB方法,研究了锆掺杂前后二氧化铀晶格中氧空位和氧间隙本征缺陷的扩散机理,计算了扩散路径和扩散能垒。计算结果表明,锆掺杂使得氧空位缺陷方向的扩散能垒降低了0.40 e V,氧间隙交换... 详细信息

应用基于量子力学的密度泛函计算和过渡态搜寻的CI-NEB方法,研究了锆掺杂前后二氧化铀晶格中氧空位和氧间隙本征缺陷的扩散机理,计算了扩散路径和扩散能垒。计算结果表明,锆掺杂使得氧空位缺陷<100>方向的扩散能垒降低了0.40 e V,氧间隙交换机制的扩散能垒降低了0.07 e V。锆掺杂后,氧空位远低于氧间隙缺陷的扩散能垒。最后分析了扩散过程中氧原子和金属原子之间的键长,说明锆掺杂导致点缺陷扩散能垒降低与晶格畸变密切相关。

关键词：二氧化铀锆氧缺陷扩散

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超临界萃取从铀、锆、铌混合粉末中分离铀的试验研究

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铀矿冶 2017年第1期36卷 34-40页

作者：李佳康武尹荣才朱常桂刘锦洪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610213

为提高铀的利用率,减少放射性废物的产生,采用超临界CO_2/磷酸三丁酯-硝酸为萃取体系,对铀、锆、铌混合粉末中铀回收的超临界萃取技术进行了研究。结果表明:萃取过程中锆、铌萃取效率随萃取时间的增加快速增大;铀萃取效率随温度的升高... 详细信息

为提高铀的利用率,减少放射性废物的产生,采用超临界CO_2/磷酸三丁酯-硝酸为萃取体系,对铀、锆、铌混合粉末中铀回收的超临界萃取技术进行了研究。结果表明:萃取过程中锆、铌萃取效率随萃取时间的增加快速增大;铀萃取效率随温度的升高而增大,随压力增大的变化不明显,在12 MPa时萃取效率最大;70℃、12MPa和2h的萃取条件有利于铀的回收与杂质元素分离,铀与锆、铌的分离系数分别1.69×10~5、5.34×10~5,每g铀产品中相应杂质锆的含量为2.21μg、铌的含量为0.353μg,该条件下铀回收率约97%。该工艺简洁、高效,在实现放射性废物大量减少的同时,回收了有价的铀产品。

关键词：超临界CO2萃取磷酸三丁酯铀锆铌固体粉末

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典型钎焊结构超声检测用对比试样研制

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焊接 2017年第2期 65-68页

作者：沙中玉王涛吉林铁道职业技术学院吉林132200 中国核动力设计研究院反应堆燃料及材料国家重点实验室成都610213

针对蜂窝钎焊件、钎焊平板和钎焊雷达缝阵天线表层结构三种钎焊结构,设计制作了超声C扫描对比试样,试验了不同的人工缺陷的加工方法。通过对不同试样制作方法和人工缺陷加工方法的对比,确定了不同钎焊结构适用的对比试样制作方法。结果... 详细信息

针对蜂窝钎焊件、钎焊平板和钎焊雷达缝阵天线表层结构三种钎焊结构,设计制作了超声C扫描对比试样,试验了不同的人工缺陷的加工方法。通过对不同试样制作方法和人工缺陷加工方法的对比,确定了不同钎焊结构适用的对比试样制作方法。结果表明,制作平板钎焊结构对比试样时,应尽可能采用在平板状态钻出通孔后入炉焊接的方法。制作蜂窝钎焊结构对比试样时,采用焊后在蜂窝中注入固化剂固化,钻铣出平底孔后通过加热或化学方法去除将固化剂去除的方法效果较好。制作模拟天线表层钎焊结构对比试样时,采用焊后在下层板靠近筋条位置铣出条状缺陷的方法效果较好。

关键词：超声C扫描人工缺陷对比试样制作

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Zr-0.4Sn-0.65Nb-0.3Fe锆合金相变(α→α+β)开始温度研究

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热加工工艺 2017年第22期46卷 44-47页

作者：范清松杨忠波周军石明华陈鑫程竹青西部新锆核材料科技有限公司陕西西安710299 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 西北有色金属研究院陕西西安710016

用差示扫描量热仪(DSC)、扫描电镜(SEM)和透射电镜(TEM)测定Zr-0.4Sn-0.65Nb-0.3Fe锆合金的相变开始温度(T_(α→α+β)),并对以上不同测试方法及其所得结果进行分析。结果表明,用DSC所测的合金T_(α→α+β)存在一定误差,要比用SEM和TE... 详细信息

用差示扫描量热仪(DSC)、扫描电镜(SEM)和透射电镜(TEM)测定Zr-0.4Sn-0.65Nb-0.3Fe锆合金的相变开始温度(T_(α→α+β)),并对以上不同测试方法及其所得结果进行分析。结果表明,用DSC所测的合金T_(α→α+β)存在一定误差,要比用SEM和TEM分析所得合金的T_(α→α+β)偏高;经SEM和TEM测得Zr-0.4Sn-0.65Nb-0.3Fe锆合金的T_(α→α+β)为646~650℃。

关键词： Zr-Sn-Nb-Fe锆合金相变温度扫描电镜

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He对仅含位错的纯Fe力学性能的影响研究

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材料导报 2016年第10期30卷 1-4页

作者：潘小强徐虬杉浦悠作横谷拓哉义家敏正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成都610041 日本京都大学原子炉实验所

在反应堆运行过程中,核材料中的He通过核反应产生,并对材料性能的影响较大。通常认为,He会造成材料强度的上升,韧塑性的下降。制备了不同变形量的仅含位错的纯铁样品,开展了He原子对于样品力学性能影响研究,并对影响机理进行了初步分析... 详细信息

在反应堆运行过程中,核材料中的He通过核反应产生,并对材料性能的影响较大。通常认为,He会造成材料强度的上升,韧塑性的下降。制备了不同变形量的仅含位错的纯铁样品,开展了He原子对于样品力学性能影响研究,并对影响机理进行了初步分析。结果表明,不同的变形量下,He的注入使得样品的拉伸强度或有所提升,或变化不大,但所有样品的延伸率均得到了不同程度的提高。该结果与通常认为的"氦脆"现象不相一致,由此可见,He并不总是降低金属材料的力学性能。

关键词：纯铁 He离子注入位错力学性能

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中子辐照后国产A508-3钢的显微组织及其对冲击韧性的影响

中子辐照后国产A508-3钢的显微组织及其对冲击韧性的影响

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2017中国材料大会(cmc2017)

作者：吴璐伍晓勇邱绍宇张伟何文温榜席航张海生李国云莫华均中国核动力研究设计院第一研究所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

在核电站运行期间,反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)的性能会由于多重原因而下降,但其中快中子辐照脆化是最重要的因素。中子辐照后将引起辐照硬化和脆化,同时伴随着延展性的降低,可能诱发反应堆压力容器的脆性破坏,造成灾... 详细信息

在核电站运行期间,反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)的性能会由于多重原因而下降,但其中快中子辐照脆化是最重要的因素。中子辐照后将引起辐照硬化和脆化,同时伴随着延展性的降低,可能诱发反应堆压力容器的脆性破坏,造成灾难性的后果。因此,RPV 材料的辐照效应及其微观机制一直是国内外的研究热点之一。

关键词：压力容器钢冲击韧性显微组织孔洞非金属夹杂物

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