检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第S01期44卷 163-167页

作者：贾玉振邱军程竹青杨忠波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

为了对N36合金管材的微观结构和应用性能进行优化和调控,通过分析不同最终退火温度(520~560℃)下N36合金管材的性能数据,研究了最终退火温度对N36合金管材微观结构和性能的影响。经过研究发现,不同最终退火温度对于N36合金管材中的第二... 详细信息

为了对N36合金管材的微观结构和应用性能进行优化和调控,通过分析不同最终退火温度(520~560℃)下N36合金管材的性能数据,研究了最终退火温度对N36合金管材微观结构和性能的影响。经过研究发现,不同最终退火温度对于N36合金管材中的第二相粒子影响不大,主要影响N36合金管材的再结晶程度和晶粒尺寸,最终退火温度越高,则N36合金管材的再结晶程度越高,晶粒尺寸越大。随着最终退火温度升高,N36合金管材的室温和高温轴向和环向的强度明显降低,同时延伸率明显升高,主要是最终退火工艺对N36合金管材再结晶程度和晶粒尺寸的影响所造成的。随着最终退火温度升高,N36合金管材耐腐蚀性能提高,560℃最终退火温度的N36合金管材耐腐蚀性能明显优于其他管材,主要是560℃最终退火温度的N36合金管材再结晶程度最高所造成的。

关键词： N36合金管材退火温度微观结构应用性能

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12Cr-1.5W-0.6Si合金管材长期高温蠕变性能研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 176-180页

作者：何琨潘钱付李刚梁波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

为获得铁素体/马氏体合金的高温蠕变性能,采用蠕变试验装置对12Cr-1.5W-0.6Si合金管材开展了450、500和550℃在空气环境下的蠕变试验,获得了蠕变时间-应变曲线和稳态蠕变速率。研究表明:合金的应力指数较高,通过引入门槛应力获得真实应... 详细信息

为获得铁素体/马氏体合金的高温蠕变性能,采用蠕变试验装置对12Cr-1.5W-0.6Si合金管材开展了450、500和550℃在空气环境下的蠕变试验,获得了蠕变时间-应变曲线和稳态蠕变速率。研究表明:合金的应力指数较高,通过引入门槛应力获得真实应力指数,其蠕变机制是位错攀移机制;经过550℃、160MPa、3145 h蠕变试验后,第二相仍沿晶界分布,但合金出现了板条晶粒宽化、第二相颗粒粗化现象,且长时间蠕变对微观组织的影响更为显著。

关键词： 12Cr-1.5W-0.6Si合金高温蠕变第二相

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石墨炉原子吸光谱法测定铀硅化合物中痕量镉的含量

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核动力工程 2023年第S02期44卷 216-220页

作者：邓丹罗凤焱李洁中国核动力研究设计院核燃料及材料重点实验室成都610213

为准确测得铀硅化合物燃料中镉的含量,为核燃料及材料的产品质量控制和评价提供可靠数据,采用石墨炉原子吸收光谱法对铀硅化合物中镉含量的测定进行研究。通过对实验过程中的溶样条件,仪器最佳参数条件和基体影响行为的探索,得到最佳实... 详细信息

为准确测得铀硅化合物燃料中镉的含量,为核燃料及材料的产品质量控制和评价提供可靠数据,采用石墨炉原子吸收光谱法对铀硅化合物中镉含量的测定进行研究。通过对实验过程中的溶样条件,仪器最佳参数条件和基体影响行为的探索,得到最佳实验参数,并进行了精密度和加入回收实验。实验结果表明:当镉的质量分数的检测范围为0.1~1.0μg/g,方法回收率为87%~110%,相对标准偏差优于15%。该方法准确便捷,满足铀硅化合物中痕量镉的测定,可在科研或生产中使用。

关键词：铀硅化合物镉石墨炉原子吸收光谱法

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梯度结构金属材料的制备方法和力学性能研究进展

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材料导报 2024年第15期38卷 13-24页

作者：高瑞泽王亚强张金钰杨红艳刘刚孙军西安交通大学金属材料强度国家重点实验室西安710049 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

金属结构材料是保障国防建设、航空航天和机械工程等领域快速发展的物质基础,向其中引入梯度组织可以使不同尺寸的结构单元相互协调作用,突破单一均质材料的性能短板,有效改善金属材料的综合服役性能。本文围绕近几年国内外梯度结构金... 详细信息

金属结构材料是保障国防建设、航空航天和机械工程等领域快速发展的物质基础,向其中引入梯度组织可以使不同尺寸的结构单元相互协调作用,突破单一均质材料的性能短板,有效改善金属材料的综合服役性能。本文围绕近几年国内外梯度结构金属材料的相关研究和进展,首先介绍了梯度结构金属材料的制备方法和工艺原理,并总结了其优点与局限性;其次对梯度金属材料的微观组织结构进行了阐释,论述了梯度结构金属材料的服役性能特点,包括强度、塑性、摩擦磨损性能、疲劳损伤性能和耐腐蚀性能,提出了调控梯度结构金属材料服役性能的优化策略;最后对其未来研究方向和面临的挑战进行了展望。

关键词：梯度结构金属材料微观组织制备方法力学性能疲劳性能腐蚀性能

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SiCf/SiC复合材料在核能领域应用设计的历史回顾、挑战及发展

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复合材料学报 2025年

作者：石浩江李权孙永铎胡逊祥刘喆任岩何勇毛清萍钟运涛张瑞谦王浩中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室中国核动力研究设计院先进核能技术全国重点实验室中国核动力研究设计院核燃料元件及材料研究所四川大学物理学院

SiCf/SiC复合材料于20世纪80年代研制成功，凭借良好的耐中子辐照、耐高温等性能特点，在核能领域有巨大应用潜力。本文系统梳理了近50年来，SiCf/SiC复合材料在核能领域应用的研究进展。在聚变堆应用方面，重点整理收集了SiCf/SiC复合... 详细信息

SiCf/SiC复合材料于20世纪80年代研制成功，凭借良好的耐中子辐照、耐高温等性能特点，在核能领域有巨大应用潜力。本文系统梳理了近50年来，SiCf/SiC复合材料在核能领域应用的研究进展。在聚变堆应用方面，重点整理收集了SiCf/SiC复合材料在美国ARISE聚变堆、日本DREAM聚变堆、法国TAURO聚变堆中的应用设计方案及关键运行参数。在裂变堆应用方面，针对气冷堆、熔盐堆等多种堆型介绍了SiCf/SiC复合材料在美国EM2气冷堆、法国ALLEGRO气冷堆、美国Sm-AHTR熔盐堆的设计应用方案及关键运行参数。此外，重点介绍了美国能源部耐事故燃料项目中SiCf/SiC复合包壳的研制规划及美国、法国、中国等国家目前SiCf/SiC复合包壳研制技术状态。虽然SiCf/SiC复合材料是托卡马克聚变堆装置包层以及裂变反应堆包壳的重要候选材料，但辐照后热导率下降、高温水氧腐蚀以及辐照后开裂等挑战，是限制其实现工程应用的重要技术瓶颈，建议从纤维编织结构、纤维体积分数、纤维界面相特征、复合材料致密化工艺等多方面进行针对性调整，以应对SiCf/SiC复合材料堆内实际工程应用所面临的挑战。

关键词： SiC /SiC复合材料核能领域反应堆应用与挑战

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钛合金在硼、锂介质中的缝隙腐蚀行为分析

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核动力工程 2023年第S01期44卷 152-157页

作者：赵宇翔徐祺熊茹郭相龙刘肖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 上海交通大学上海200240

钛合金作为新型蒸汽发生器的主要结构材料,其耐缝隙腐蚀性能受到关注,而钛合金在硼、锂介质中的缝隙腐蚀行为研究较少。本文采用微型腐蚀回路对钛合金TA16和TA17在硼、锂介质中的5000 h缝隙腐蚀行为进行了研究,获得了2种材料的缝隙腐蚀... 详细信息

钛合金作为新型蒸汽发生器的主要结构材料,其耐缝隙腐蚀性能受到关注,而钛合金在硼、锂介质中的缝隙腐蚀行为研究较少。本文采用微型腐蚀回路对钛合金TA16和TA17在硼、锂介质中的5000 h缝隙腐蚀行为进行了研究,获得了2种材料的缝隙腐蚀敏感性,并对试验后钛合金氧化膜成分和结构进行了分析。结果表明:在缝隙腐蚀模拟件上未观察到缝隙腐蚀现象,TA16、TA17在硼、锂介质中对缝隙腐蚀不敏感;模拟件缝隙内、外的氧化物存在一定差异,缝隙外的颗粒状微晶钛铁矿(FeTiO_(3))与钛合金缝隙腐蚀无关。

关键词：钛合金硼、锂介质缝隙腐蚀氧化物

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超高通量快中子研究堆核燃料概念设计研究

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核动力工程 2022年第6期43卷 217-221页

作者：李文杰夏榜样余红星焦拥军李权孙丹吴裕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610213 中国核动力研究设计院核燃料与材料技术重点实验室成都610213

提高中子注量率是高通量研究堆的发展趋势,能够大幅加速反应堆材料研发进程。但若提高中子注量率至10^(16)cm^(−2)·s^(−1)将导致功率密度峰值相较于现有研究堆高数倍,对反应堆和核燃料设计带来许多挑战。为此,本文从中子学、传热... 详细信息

提高中子注量率是高通量研究堆的发展趋势,能够大幅加速反应堆材料研发进程。但若提高中子注量率至10^(16)cm^(−2)·s^(−1)将导致功率密度峰值相较于现有研究堆高数倍,对反应堆和核燃料设计带来许多挑战。为此,本文从中子学、传热、燃料材料堆内行为等方面半定量分析了提高中子注量率对核燃料性能的影响,并提出应对超高通量和功率密度挑战的设计措施,为发展超高通量快中子研究堆燃料设计提供指导。

关键词：超高通量研究堆核燃料传热设计

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核电耐事故锆包壳表面涂层研究进展

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表面技术 2022年第7期51卷 87-97页

作者：杨红艳陈寰张瑞谦韦天国邱绍宇彭小明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

锆合金表面涂层作为一种短期内最易于实现商业化工程应用的耐事故包壳材料,已成为国际上新型核电燃料元件研发的热点。综述了近年锆包壳表面涂层研究已取得的重要研究成果。阐述了锆合金表面涂层材料的发展,包括MAX相、Cr系、陶瓷和FeC... 详细信息

锆合金表面涂层作为一种短期内最易于实现商业化工程应用的耐事故包壳材料,已成为国际上新型核电燃料元件研发的热点。综述了近年锆包壳表面涂层研究已取得的重要研究成果。阐述了锆合金表面涂层材料的发展,包括MAX相、Cr系、陶瓷和FeCrAl合金等,重点分析了金属Cr因易于获得高质量涂层,且具有优异的耐腐蚀、耐高温氧化等性能,成为耐事故锆包壳表面涂层的首选材料。讨论了锆合金表面Cr涂层沉积技术的发展,包括物理气相沉积法、冷喷涂、激光熔覆和等离子喷涂等,着重分析了不同的科研机构均形成了各自的涂层锆管研发路线。评价了锆包壳表面Cr涂层的关键应用性能,重点分析了高温氧化–脆化、腐蚀、环压、磨损以及高温爆破等条件下的表面涂层效应。水蒸气环境中表面Cr涂层可有效阻止氧元素向锆基体的扩散,高温氧化–淬火后锆基体内残留了大量β–Zr相,涂层锆管仍具有一定的残余塑性;小变形工况下表面Cr涂层与锆基体间具有良好的膜基协同变形能力;Cr涂层对锆管基体具有一定的表面强化效应,一定程度上可改善涂层锆管的高温爆破性能;堆内辐照后Cr–Zr界面成分、微结构稳定性良好,21%环向肿胀后表面Cr涂层依然未剥落。最后,总结与展望了锆包壳表面Cr涂层的科研成果与研究方向。

关键词：耐事故包壳 Cr涂层沉积技术性能评价

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超临界二氧化碳环境中600合金和304不锈钢的均匀腐蚀行为研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 89-96页

作者：刘珠龙家琛郭相龙苏豪展王鹏段振刚马赵丹丹张乐福上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 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610213 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

为遴选可用于超临界二氧化碳核反应堆的结构材料,通过实验研究了应用于传统核反应堆中的两种合金(600合金和304不锈钢)在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,运用增重法评价了材料的腐蚀动力学规律,采用扫描电镜、能谱... 详细信息

为遴选可用于超临界二氧化碳核反应堆的结构材料,通过实验研究了应用于传统核反应堆中的两种合金(600合金和304不锈钢)在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为,运用增重法评价了材料的腐蚀动力学规律,采用扫描电镜、能谱仪和X射线衍射仪分析了氧化膜形貌、结构和化学成分。结果表明,两种材料的腐蚀增重均服从抛物线生长规律,其中600合金的耐腐蚀性能优于304不锈钢;腐蚀500 h后,600合金表面氧化物厚度约为5μm,主要成分为NiCr_(2)O_(4),结构致密,具有保护性,其氧化膜及基体中均未发现明显渗碳行为;腐蚀500 h后,304不锈钢表面氧化膜可达约45μm,为双层结构,外层为Fe_(3)O_(4),内层为NiFeCrO_(4),结构疏松,发生显著渗碳现象。本研究揭示了上述材料在超临界二氧化碳中的腐蚀机理,为超临界二氧化碳核反应堆结构材料的选择提供了数据支持。

关键词：超临界二氧化碳 600合金 304不锈钢均匀腐蚀渗碳

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燃料棒包壳管内表面残留氟含量测定方法研究

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核动力工程 2022年第1期43卷 116-121页

作者：安身平李书良廖志海黄新树宁伟任黎平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

锆合金管材内表面残留氟可能会加速锆合金表面微裂纹的应力腐蚀,为准确测定锆合金管材内表面残留氟含量,本文通过试验研究,研制了专用的内表面残留氟提取装置并进行了高温水解条件试验;采用离子色谱法对提取出的氟离子进行测定,建立的... 详细信息

锆合金管材内表面残留氟可能会加速锆合金表面微裂纹的应力腐蚀,为准确测定锆合金管材内表面残留氟含量,本文通过试验研究,研制了专用的内表面残留氟提取装置并进行了高温水解条件试验;采用离子色谱法对提取出的氟离子进行测定,建立的分析方法可以实现快速连续测定,分析范围为0.05~1.0μg/mL,最后采用该方法对锆合金管材内表面残留氟含量进行了测定。结果表明,研制的装置可以完全提取内表面残留氟;本文提出的测定方法的加标回收率为98%~104%,最大相对标准偏差为3.9%,精密度和准确度高,测量结果满足生产需求。

关键词：燃料棒包壳管内表面残留氟高温水解离子色谱

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