检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2007年第z1期28卷 44-47页

作者：彭倩李卫军王莹刘彦章刘鸿陈勇中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室成都610041 中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室成都610041

利用金相显微镜、扫描电镜、透射电镜和X射线衍射仪研究了9Cr18和9cr18Mo不同热处理状态的显微组织及冲击和拉伸断口.结合力学性能实验结果,分析了材料微观组织对力学性能的影响.结果表明:材料中大量脆性块状共晶碳化物呈带状分布是材... 详细信息

利用金相显微镜、扫描电镜、透射电镜和X射线衍射仪研究了9Cr18和9cr18Mo不同热处理状态的显微组织及冲击和拉伸断口.结合力学性能实验结果,分析了材料微观组织对力学性能的影响.结果表明:材料中大量脆性块状共晶碳化物呈带状分布是材料力学性能出现显著各向异性的原因;9Cr18Mo在350-550℃回火时出现的回火脆性,由杂质元素的偏聚引起.两种材料中都没有观察到明显的残余奥氏体相,回火过程中从基体析出的Cr含量不超过1%.

关键词： 9Cr18 9Cr18Mo 显微组织

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加工工艺对 Zr-4 管抗疖状腐蚀的影响

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核动力工程 1998年第5期19卷 462-467页

作者：赵文金苗志蒋宏曼李聪于晓卫周邦新中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级实验室

应用高压釜、金相及电子显微镜等研究了不同加工工艺的Ｚｒ４包壳的疖状腐蚀行为。结果表明：改进工艺加工的管材比常规工艺加工的管材有更优良的抗疖状腐蚀性能；去应力试样比再结晶试样有较强的抗疖状腐蚀能力；影响Ｚｒ４合金抗... 详细信息

应用高压釜、金相及电子显微镜等研究了不同加工工艺的Ｚｒ４包壳的疖状腐蚀行为。结果表明：改进工艺加工的管材比常规工艺加工的管材有更优良的抗疖状腐蚀性能；去应力试样比再结晶试样有较强的抗疖状腐蚀能力；影响Ｚｒ４合金抗腐蚀性能的主要因素是Ｆｅ和Ｃｒ合金元素在αＺｒ中的固溶含量，而不是第二相粒子的大小。

关键词：加工工艺疖状腐蚀锆合金反应堆材料

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单斜相偏锆酸锂陶瓷氚增殖材料研究

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核动力工程 1999年第1期20卷 25-27页

作者：邢忠虎中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室

单斜相偏锆酸锂是聚变堆中最有前途的氚增殖材料之一。该材料具有较高的锂原子密度和优异的氚释放行为，成为近年来最受重视的陶瓷氚增殖材料。在Ｌｉ２ＯＺｒＯ２二元系中，存在九种不同的锆酸锂相，因此制备单一相的锆酸锂陶瓷十分... 详细信息

单斜相偏锆酸锂是聚变堆中最有前途的氚增殖材料之一。该材料具有较高的锂原子密度和优异的氚释放行为，成为近年来最受重视的陶瓷氚增殖材料。在Ｌｉ２ＯＺｒＯ２二元系中，存在九种不同的锆酸锂相，因此制备单一相的锆酸锂陶瓷十分困难。本文作者以干法制备工艺为基础，从热扩散的角度分析了Ｌｉ２ＺｒＯ３的形成机理，改进了制备工艺，成功地制备出了单斜相Ｌｉ２ＺｒＯ３陶瓷材料粉末样品。经Ｘ射线衍射分析测定样品为单斜相，没有发现任何其它相。

关键词：氚增殖材料单斜相锆酸锂陶瓷聚变堆包层

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奥氏体不锈钢在MIPR模拟溶液中的腐蚀行为研究

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原子能科学技术 2007年第z1期41卷 378-382页

作者：罗强邱绍宇陈勇尹开锯中国核动力研究设计院核燃料与材料国家级重点实验室四川成都610041 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家级重点实验室四川成都610041 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家级重点实验室四川成都610041 中国核动力研究设计院核燃料与材料国家级重点实验室四川成都610041

研究了304L和321不锈钢在80℃、MIPR模拟溶液中的均匀腐蚀、晶间腐蚀和应力腐蚀行为.实验结果表明:304L和321不锈钢腐蚀1 500 h后的表面腐蚀轻微,具有良好的耐均匀腐蚀性能,且无晶间腐蚀和应力腐蚀趋势.这是因为两种奥氏体不锈钢腐蚀后... 详细信息

研究了304L和321不锈钢在80℃、MIPR模拟溶液中的均匀腐蚀、晶间腐蚀和应力腐蚀行为.实验结果表明:304L和321不锈钢腐蚀1 500 h后的表面腐蚀轻微,具有良好的耐均匀腐蚀性能,且无晶间腐蚀和应力腐蚀趋势.这是因为两种奥氏体不锈钢腐蚀后表面均形成了以Cr2O3为主的致密氧化膜,阻止了腐蚀的进行,表面Cr(Ⅲ)形成的外膜和内膜的协同作用提高了膜的稳定性和耐蚀性.

关键词：奥氏体不锈钢模拟溶液均匀腐蚀晶间腐蚀应力腐蚀

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核蒸汽发生器用含Ti缓蚀添加剂高压釜暴露实验及表面分析

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核动力工程 2004年第6期25卷 550-554,570页

作者：徐祺黄新泉苏兴万马韦刚中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室成都600041

近来的研究表明,TiO2缓蚀添加剂能有效减缓蒸汽发生器传热管的应力腐蚀开裂(SCC)和晶间腐蚀(IGA)等局部腐蚀。本工作以不锈钢为试验材料,对含Ti缓蚀添加剂在高温浓碱环境中缓解应力腐蚀开裂的能力进行了初步的研究。高压釜暴露实验表明,... 详细信息

近来的研究表明,TiO2缓蚀添加剂能有效减缓蒸汽发生器传热管的应力腐蚀开裂(SCC)和晶间腐蚀(IGA)等局部腐蚀。本工作以不锈钢为试验材料,对含Ti缓蚀添加剂在高温浓碱环境中缓解应力腐蚀开裂的能力进行了初步的研究。高压釜暴露实验表明,在288℃、50%NaOH溶液中浸泡一周,含Ti缓蚀添加剂表现出较好的缓蚀效果。其中,锐钛矿、金红石型TiO2的作用要好于钛酸丁酯;但在相同环境下长时间(两周以上)浸泡,其抑制应力腐蚀开裂的能力并不显著。用扫描电镜(SEM)、X射线衍射(XRD)、X射线光电子能谱(XPS)等手段进行进一步的表面分析,研究了腐蚀产物形貌及结构,并探讨了合金在碱性环境中的去合金化趋势。XPS纵深图谱表明锐钛矿型TiO2能明显抑制合金的去合金化趋势,防止裂纹沿贫Cr的晶界发展,从而起到缓解腐蚀的作用。

关键词：不锈钢应力腐蚀开裂含Ti缓蚀剂碱溶液去合金化

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掺钛UO_2微球烧结行为研究

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核动力工程 2011年第4期32卷 6-9,85页

作者：王辉刘锦洪尹荣才任萌张嘉中国核动力研究设计院核燃料材料国家级重点实验室成都610041

采用溶胶-凝胶方法制备掺钛UO2微球,并通过金相显微镜、扫描电镜（SEM）、能谱分析仪（EDS）等观察掺钛微球的微观组织、气孔分布、晶粒大小、钛元素分布以及用水浸渍法测量其密度。实验结果表明：在一定烧结温度下,掺入少量钛可明显提... 详细信息

采用溶胶-凝胶方法制备掺钛UO2微球,并通过金相显微镜、扫描电镜（SEM）、能谱分析仪（EDS）等观察掺钛微球的微观组织、气孔分布、晶粒大小、钛元素分布以及用水浸渍法测量其密度。实验结果表明：在一定烧结温度下,掺入少量钛可明显提高烧结性能。在实验条件下,最佳掺钛量为0.3%（质量分数）以内、烧结温度为1250~1350℃。研究了活化烧结机制,得出其物质迁移机制可能为加强阳离子扩散和剩余氧共同作用的结果;最后研究了钛元素的分布,除固溶于UO2微球外,其他钛氧化物以游离相粒子形式富集在晶界上。

关键词： UO2微球活化烧结晶粒尺寸掺杂

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掺杂钛对UO_2微球微观结构的影响

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核动力工程 2011年第5期32卷 49-53页

作者：王辉刘锦洪尹荣才任萌孟庆阳中国核动力研究设计院核燃料材料国家级重点实验室成都610041

研究了掺杂0.7%（质量分数）钛对UO2微球微观结构的影响。结果表明,随着烧结温度的升高,气孔数量减少,但单个气孔体积却增大,其主要机制可能是小气孔之间的溶合;1250~1450℃之间烧结时,晶粒生长速度出现不一致,部分晶粒开始迅速生长,晶... 详细信息

研究了掺杂0.7%（质量分数）钛对UO2微球微观结构的影响。结果表明,随着烧结温度的升高,气孔数量减少,但单个气孔体积却增大,其主要机制可能是小气孔之间的溶合;1250~1450℃之间烧结时,晶粒生长速度出现不一致,部分晶粒开始迅速生长,晶粒大小分布出现＂双高＂特征,且氧化钛大部分均匀分布在微球晶粒内部,少量氧化钛解析出来并富集在晶界上,而在1550℃时,晶粒大小分布基本为正态分布,平均晶粒大小约为42μm,且氧化钛则大部分富集在晶界上。

关键词： UO2微球微观结构晶粒尺寸掺杂

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矩分析在硼同位素分离色谱中的应用研究

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核动力工程 2012年第3期33卷 138-142页

作者：王贯春邹从沛王美玲付道贵刘晓珍简敏李刚中国核动力研究设计院核燃料材料国家级重点实验室成都610041

以D301-G树脂为固定相,水为流动相,通过矩分析研究2种硼同位素在给定条件下的色谱特征,基于平衡-扩散模型、线性驱动力模型估算了硼酸在固定相上的动力学参数。研究结果表明,同位素10B在树脂相上的色谱保留时间大于11B;硼酸在D301-G树... 详细信息

以D301-G树脂为固定相,水为流动相,通过矩分析研究2种硼同位素在给定条件下的色谱特征,基于平衡-扩散模型、线性驱动力模型估算了硼酸在固定相上的动力学参数。研究结果表明,同位素10B在树脂相上的色谱保留时间大于11B;硼酸在D301-G树脂相中的轴向扩散系数和集总传质系数均随温度的升高而增大,室温下轴向扩散系数为1.08 cm2/min,集总传质系数为0.65 min-1。

关键词：矩分析硼同位素离子交换色谱

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热加工对Zr-Sn-Nb合金显微组织的影响研究

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核动力工程 2005年第2期26卷 158-162页

作者：刘彦章赵文金彭倩孙长龙中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室成都610041

对Zr-Sn-Nb合金在4种温度(750℃、780℃、800℃和820℃)下进行了热/冷加工和最终再结晶退火,并对在上述4种温度下加热的试样进行了淬火处理。用透射电子显微镜(TEM)和光学金相显微镜(OM)研究了试样的显微组织、β-Zr以及第二相粒子的特... 详细信息

对Zr-Sn-Nb合金在4种温度(750℃、780℃、800℃和820℃)下进行了热/冷加工和最终再结晶退火,并对在上述4种温度下加热的试样进行了淬火处理。用透射电子显微镜(TEM)和光学金相显微镜(OM)研究了试样的显微组织、β-Zr以及第二相粒子的特征。结果表明,当加热温度达到780℃或高于此温度时,Zr-Sn-Nb合金已进入α+β双相区;随着加热温度的增加,β-Zr相含量增多;加工后试样中的第二相粒子大部分为C14型六方结构的Zr(Fe、Cr)2Laves相,与Zr-4合金中第二相结构相同,点阵常数a=0.502nm、c=0.818nm。同时,还发现有少量C15型面心立方结构Zr(Fe、Cr)2Laves相,点阵常数a=0.716nm。

关键词： Zr-Sn-Nb合金显微组织第二相粒子 TEM

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M5合金的堆内外性能概述

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核动力工程 2001年第1期22卷 60-64页

作者：赵文金中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室成都610041

概述了法国法马通公司开发的新型燃料包壳材料 M5合金在堆内外的腐蚀、吸氢、显微组织、蠕变、辐照生长等性能。从已获得的堆内数据证明， M5合金包壳在抗腐蚀、吸氢、蠕变、辐照生长方面大大优于最佳化的 Zr- 4合金包壳。可以预计， M... 详细信息

概述了法国法马通公司开发的新型燃料包壳材料 M5合金在堆内外的腐蚀、吸氢、显微组织、蠕变、辐照生长等性能。从已获得的堆内数据证明， M5合金包壳在抗腐蚀、吸氢、蠕变、辐照生长方面大大优于最佳化的 Zr- 4合金包壳。可以预计， M5新合金包壳能满足燃耗达 65GW· d· t－ 1的设计要求。在法马通推出的 PWR燃料组件 AFA- 3G已采用了 M5合金包壳。

关键词： M5合金包壳材料堆内外性能核反应堆锆合金化学成分加工工艺

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