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范例一：(K=图书馆学 OR K=情报学) AND A=范并思 AND Y=1982-2016
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10 篇 应力腐蚀
9 篇 zr-4合金
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机构

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147 篇 中国核动力研究设...
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22 篇 电子科技大学
19 篇 中国核动力研究设...
18 篇 重庆大学
15 篇 西南交通大学
13 篇 上海大学
10 篇 中国核动力设计研...
10 篇 中国核动力研究设...
7 篇 西华大学
7 篇 广西大学
5 篇 中国核动力研究设...
5 篇 中国核动力研究设...
4 篇 攀枝花钢铁研究院
4 篇 表面物理与化学国...
3 篇 国核工程有限公司
3 篇 中国核动力研究设...
3 篇 西北有色金属研究...
3 篇 上海交通大学

作者

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76 篇 邱绍宇
41 篇 应诗浩
36 篇 彭倩
35 篇 赵文金
35 篇 li cong
30 篇 qiu shao-yu
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27 篇 侯列奇
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26 篇 周邦新
25 篇 沈保罗
21 篇 盛钟琦
21 篇 邹从沛
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19 篇 li jie
18 篇 李卫军
17 篇 wang shu-an
16 篇 刘锦洪

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388 篇 中文

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锆合金的低周疲劳行为及其机理

锆合金的低周疲劳行为及其机理

引用

中国核学会核材料专业分会2004年学术交流会

作者：谭军应诗浩李聪邱绍宇中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室四川成都610041

锆合金的低周疲劳寿命遵循Coffin-Manson关系NβfΔεp=C1.冶金状态、试验条件等皆影响锆合金的低周疲劳寿命.疲劳裂纹易在塑性应变不协调的区域形核,其扩展速率可用Paris公式表示为dα/dN=C2(ΔK)n.循环变形中的流变应力可分为摩擦应... 详细信息

锆合金的低周疲劳寿命遵循Coffin-Manson关系NβfΔεp=C1.冶金状态、试验条件等皆影响锆合金的低周疲劳寿命.疲劳裂纹易在塑性应变不协调的区域形核,其扩展速率可用Paris公式表示为dα/dN=C2(ΔK)n.循环变形中的流变应力可分为摩擦应力和背应力.锆合金在循环变形中所呈现出的循环硬化、软化以及循环饱和状态主要取决于试验温度和应变幅,其作用机制各不相同.位错线、位错条带、胞结构和迷宫结构是锆合金低周疲劳典型的位错组态.

关键词：锆合金低周疲劳疲劳裂纹循环变形内应力位错

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动态法制备的PbTe基热电材料的电学性能

动态法制备的PbTe基热电材料的电学性能

引用

2009全国功能材料科技与产业高层论坛

作者：付道贵刘晓珍商佳程邹从沛中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室，四川成都 610041

采用动态熔炼法成功制备出(PbTe)1-x(PbI2)x(x=0～0.05)合金,并对该合金的组织形貌及电学性能进行了测试和分析。结果表明,动态熔炼有利于改善PbTe的电学性能,掺杂PbI2的PbTe为n型半导体,x=0.01时,电学性能最优。

关键词：动态熔炼法 PbTe基热电材料电学性能组织形貌

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N18锆合金在500 C空气中的氧化行为

N18锆合金在500 C空气中的氧化行为

引用

2008年全国材料研讨会——材料表面与界面分会

作者：刘欣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四川成都610041

对我国自主开发的N18锆合金在500 ℃空气中的氧化行为进行了研究.结果表明,N18锆合金在500 ℃空气中氧化时,在大约100 h时合金试样的氧化行为发生从抛物线到线性的规律转变,转折前的氧化膜为黑色致密的氧化膜,氧化速率常数KC=1.0×1... 详细信息

对我国自主开发的N18锆合金在500 ℃空气中的氧化行为进行了研究.结果表明,N18锆合金在500 ℃空气中氧化时,在大约100 h时合金试样的氧化行为发生从抛物线到线性的规律转变,转折前的氧化膜为黑色致密的氧化膜,氧化速率常数KC=1.0×10-11 kg2/m4·s,激活能Q=125.866 kJ/mol;转折后的氧化膜中出现类似分层现象,氧化速率常数KL=2.0×10-8 kg2/m4·s,激活能Q=123.117 kJ/mol.N18锆合金在500 ℃空气中的氧化动力学规律与Zr-4合金的相似,但Zr-4合金发生转折的时间约为50 h.实验证明,N18锆合金在500 ℃空气中的抗氧化性能优于Zr-4合金.

关键词：锆合金空气氧化氧化动力学抗氧化性能

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我国高性能锆合金的发展

我国高性能锆合金的发展

引用

中国核学会核材料专业分会2004年学术交流会

作者：赵文金周邦新苗志彭倩蒋有荣蒋宏曼庞华中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室四川成都610041

文章介绍锆合金开发与研究的现状,着重概述我国高性能锆合金的发展.我国在跟踪国际锆合金发展的同时,通过对改善锆-4合金耐腐蚀性能的研究,研制出了具有工艺代表性的改进型锆-4合金包壳材料,且开发了两种新型锆合金.新型锆合金的堆外性... 详细信息

文章介绍锆合金开发与研究的现状,着重概述我国高性能锆合金的发展.我国在跟踪国际锆合金发展的同时,通过对改善锆-4合金耐腐蚀性能的研究,研制出了具有工艺代表性的改进型锆-4合金包壳材料,且开发了两种新型锆合金.新型锆合金的堆外性能研究结果表明,它们的抗疖状腐蚀和抗吸氢性能优于锆-4合金,其他性能好于或与锆-4合金相当,综合性能明显优于锆-4合金.

关键词：高性能锆合金堆外性能耐腐蚀性能包壳材料

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介质对N18合金应力腐蚀行为的影响

介质对N18合金应力腐蚀行为的影响

引用

2008年全国材料研讨会——材料表面与界面分会

作者：戴训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四川成都610041

以我国自行研制的属Zr-Sn-Nb系的N18锆合金为对象,研究了N18合金分别在空气、乙醇及含碘量为10～3×104 μg/g的乙醇溶液中,在恒应变速率(4.7×10-6s-1)条件下的拉伸行为.结果表明,当应变速率一定时,介质对试样的塑性即延伸率... 详细信息

以我国自行研制的属Zr-Sn-Nb系的N18锆合金为对象,研究了N18合金分别在空气、乙醇及含碘量为10～3×104 μg/g的乙醇溶液中,在恒应变速率(4.7×10-6s-1)条件下的拉伸行为.结果表明,当应变速率一定时,介质对试样的塑性即延伸率和断面收缩率有不同程度的影响,在乙醇中影响不大,但在含碘乙醇溶液中,试样的塑性随碘浓度的增加而下降,说明导致N18合金发生应力腐蚀的介质是碘而不是乙醇.N18合金横向试样在应变速率为4.7×10-6s-1下发生应力腐蚀的临界碘含量介于20～30 μg/g之间.当碘浓度大于20 μg/g时,在试样断口上可观察到典型的脆性断裂特征和腐蚀现象.在一定的成分范围内,合金的成分对N18合金的抗碘致应力腐蚀断裂(I-SCC)行为的影响不大,但织构对其I-SCC行为的影响较为显著.

关键词：锆合金含碘乙醇溶液拉伸行为应力腐蚀

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锆合金烧结体的制备研究

锆合金烧结体的制备研究

引用

中国核学会2011年学术年会

作者：李圆圆朱常桂代胜平中国核动力研究设计院核燃料及材料国家重点实验室

以氢化锆-2粉为原料,用橡胶模成型,真空烧结的方法,制备了锆合金烧结体。对氢化锆-2粉作了XRD,DSC,XPS分析,原料粉主要以ε相氢化锆存在,氢化锆-2粉在498℃开始脱氢,823℃达到峰值。研究了成型压力,烧结温度对烧结体密度的影响,成型压... 详细信息

以氢化锆-2粉为原料,用橡胶模成型,真空烧结的方法,制备了锆合金烧结体。对氢化锆-2粉作了XRD,DSC,XPS分析,原料粉主要以ε相氢化锆存在,氢化锆-2粉在498℃开始脱氢,823℃达到峰值。研究了成型压力,烧结温度对烧结体密度的影响,成型压力越高,烧结体致密度越高,当烧结温度达到1000℃时,烧结体已接近理论密度。经金相显微分析,样品在800℃时,其本只完成了脱氢过程,经1000℃以上的温度烧结后,烧结体致密,晶粒呈等轴状,大小约为50μm。经化学分析,烧结Zr-2合金在成分上与氢化前原始Zr-2材料相比,只有氧,氮,铁含量有所上升,其他合金元素成分基本无变化。

关键词：氢化锆-2 烧结体橡胶模成型

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粉末冶金法制备环形UO2燃料芯块

粉末冶金法制备环形UO2燃料芯块

引用

2009（重庆）中西部第二届有色金属工业发展论坛

作者：杨忠波杨勇飞代胜平左国平江涛徐威中国核动力研究设计院核燃料及材料国家重点实验室

介绍了粉末冶金工艺刺备环形UO芯块的实验情况,即通过对其它型号的环形芯块成型模具在不同条件下的压烧试验,总结出环形芯块成型模具的收缩率和弹性后效等各种工艺参数;设计并制造出了环形UO芯块手动模具;采用该模具进行成型、烧结实验... 详细信息

介绍了粉末冶金工艺刺备环形UO芯块的实验情况,即通过对其它型号的环形芯块成型模具在不同条件下的压烧试验,总结出环形芯块成型模具的收缩率和弹性后效等各种工艺参数;设计并制造出了环形UO芯块手动模具;采用该模具进行成型、烧结实验,制备出了芯块尺寸满足要求完全满足技术条件要求的环形UO燃料芯块。

关键词：成型模具收缩率弹性后效环形UO2芯块

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304NG和316NG控氮不锈钢的腐蚀行为研究

304NG和316NG控氮不锈钢的腐蚀行为研究

引用

2011中国材料研讨会

作者：罗强王理周军王浩魏光强中国核动力研究设计院核燃料及材料国家重点实验室

奥氏体不锈钢是压水反应堆及一回路中应用最广泛的结构材料。超低碳控氮不锈钢采用N做强化元素,并通过二次精炼技术实现了材料的低碳化,从而克服了曾大量应用的稳定化奥氏体不锈钢因碳含量高而带来的不利影响、提高了材料的抗腐蚀性能,... 详细信息

奥氏体不锈钢是压水反应堆及一回路中应用最广泛的结构材料。超低碳控氮不锈钢采用N做强化元素,并通过二次精炼技术实现了材料的低碳化,从而克服了曾大量应用的稳定化奥氏体不锈钢因碳含量高而带来的不利影响、提高了材料的抗腐蚀性能,现已逐渐成为核动力工程用主流材料。为了给核动力用结构材料的更新换代创造条件,我国正在开展堆内构件和高能管道用超低碳控氮不锈钢的研制工作。本文结合核电站堆内构件和管道的运行环境,以国产304NG和316NG控氮不锈钢为研究对象,采用高温电化学装置、高压釜装置和慢应变速率测试装置研究了它们在高温高压环境中的电化学腐蚀行为、均匀腐蚀行为、点腐蚀行为和应力腐蚀行为,采用X射线光电子能谱仪(XPS)研究了它们腐蚀后的表面钝化膜的成分,并初步探讨了304NG和316NG控氮不锈钢抗腐蚀机理。结果表明,国产304NG和316NG控氮不锈钢的抗均匀腐蚀和局部腐蚀性能均优于稳定化处理的321奥氏体不锈钢,合金中的N元素提高了材料的抗腐蚀性能。

关键词：控氮不锈钢均匀腐蚀点腐蚀应力腐蚀

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反应堆结构材料疲劳性能研究的质量控制要素分析及应用

反应堆结构材料疲劳性能研究的质量控制要素分析及应用

引用

中国核学会核能动力学会核电质量保证专业委员会第十一届年会暨学术报告会

作者：熊茹刘桂良邓凯中国核动力研究设计院核燃料及材料国家重点实验室

评价了反应堆结构材料在高周疲劳试验研究中的质量控制方法和控制要素,以钛合金材料以及奥氏体不锈钢的高周疲劳试验为例,通过试验前的预先控制、过程控制、试验后数据分析、S-N曲线及方程以及微观分析的质量控制,加强了人员、设备、材... 详细信息

评价了反应堆结构材料在高周疲劳试验研究中的质量控制方法和控制要素,以钛合金材料以及奥氏体不锈钢的高周疲劳试验为例,通过试验前的预先控制、过程控制、试验后数据分析、S-N曲线及方程以及微观分析的质量控制,加强了人员、设备、材料、方法、环境等控制要素的管理,引入了概率分析和多种对比分析,形成完整的PDCA循环管理模式,保证了研究数据具有更高的设计输入可靠性、工程应用性。

关键词：反应堆结构材料高周疲劳钛合金和不锈钢质量控制

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锆-4合金的循环变形研究

锆-4合金的循环变形研究

引用

2002年中国材料研讨会

作者：李聪应诗浩王丛林沈保罗凌绪玉王延峰彭倩中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室四川大学材料科学与工程学院四川大学材料科学与工程学院四川大学材料科学与工程学院中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室

用单试样逐级加载法和Cottrell方法研究了锆-4合金的循环变形。结果表明,连接迟滞回线的顶点而得到的循环应力-应变曲线,满足O-R关系σ=Kε~n;摩擦应力的大小取决于合金的织构和加载方向,并随着循环塑性应变幅的增加而缓慢降低;背应力... 详细信息

用单试样逐级加载法和Cottrell方法研究了锆-4合金的循环变形。结果表明,连接迟滞回线的顶点而得到的循环应力-应变曲线,满足O-R关系σ=Kε~n;摩擦应力的大小取决于合金的织构和加载方向,并随着循环塑性应变幅的增加而缓慢降低;背应力的大小与织构有关,而与加载方向无关,但随着循环塑性应变幅的增加而增加,满足关系σ=Klnε+C;迟滞回线的非对称性反映了循环变形过程中孪晶的不可逆性。

关键词：锆-4合金循环变形摩擦应力背应力迟滞回线

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