检索结果-内蒙古大学图书馆

钢铁钒钛 2019年第4期40卷 152-157,163页

作者：张毅勇王辉杨攀张宏智孙琳中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室

在Gleeble-1500热模拟试验机上对Fe-13Cr-4Al合金进行了等温压缩试验,研究了该材料在变形温度为800~1 000℃、应变速率为0.01~10 s-1条件下的热变形行为。根据试验数据,绘制出了Fe-13Cr-4Al合金的流变应力曲线,根据动态材料模型和耗散... 详细信息

在Gleeble-1500热模拟试验机上对Fe-13Cr-4Al合金进行了等温压缩试验,研究了该材料在变形温度为800~1 000℃、应变速率为0.01~10 s-1条件下的热变形行为。根据试验数据,绘制出了Fe-13Cr-4Al合金的流变应力曲线,根据动态材料模型和耗散结构理论,建立了Fe-13Cr-4Al基合金在不同应变量下的热加工图。结果表明,在热变形过程中,Fe-13Cr-4Al基合金在低应变速率时(0.01~0.1 s-1)容易发生动态再结晶,而在高应变速率时(1~10 s-1)容易发生动态回复。不同变形条件下应变对功率耗散率的影响比较复杂,没有明显的线性规律;在变形温度1 000℃、应变速率为0.01 s-1的变形条件下出现峰值功率耗散率,并且随着应变的增加而增大。该合金的适合加工区域为:变形温度为800~850℃、应变速率为0.01~0.1 s-1;变形温度为900~1 000℃、应变速率为0.01~0.02 s-1;变形温度900~1 000℃、应变速率0.5~10 s-1。

关键词： Fe-13Cr-4Al合金流变应力动态材料模型功率耗散率热加工图

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电感耦合等离子体原子发射光谱法测定核级铁铬铝合金中10种杂质元素

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冶金分析 2019年第11期39卷 74-78页

作者：杨平邓传东孙琳盛红伍安身平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

核级铁铬铝合金是非常重要的包壳材料,杂质元素含量对其性质有着十分重要的影响,因此需要准确测定其含量。采用硝酸-盐酸混合酸溶解,再加氢氟酸使样品完全溶解。选择Mn 257.610nm、Mo 204.598nm、Nb 295.088nm、Ni 231.604nm、Si 212.41... 详细信息

核级铁铬铝合金是非常重要的包壳材料,杂质元素含量对其性质有着十分重要的影响,因此需要准确测定其含量。采用硝酸-盐酸混合酸溶解,再加氢氟酸使样品完全溶解。选择Mn 257.610nm、Mo 204.598nm、Nb 295.088nm、Ni 231.604nm、Si 212.412nm、Ta269.452nm、Ti 334.941nm、V 310.230nm、Y 371.030nm、Zr 327.305nm作为分析谱线,采用基体匹配法绘制校准曲线消除基体效应的影响,建立了电感耦合等离子体原子发射光谱法(ICP-AES)测定核级FeCrAl合金中Mn、Mo、Nb、Ni、Si、Ta、Ti、V、Y、Zr等10种杂质元素含量的方法。各元素在线性范围内,校准曲线线性相关系数均不小于0.999 7;方法中各元素检出限为0.30～31μg/g。按照实验方法测定核级FeCrAl合金中10种杂质元素,结果的相对标准偏差(RSD,n=6)为1.1%～4.5%,加标回收率为95%～105%。

关键词：核级铁铬铝合金电感耦合等离子体原子发射光谱法(ICP-AES) 锰钼铌镍硅钽钛钒钇锆

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含轴向对称裂纹锆合金包壳管断裂行为

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机械工程学报 2019年第16期55卷 85-90页

作者：刘肖王理包陈王恺晴赵宇翔王浩徐祺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 西南交通大学力学与工程学院成都610031

作为装载核燃料的密封外壳,锆合金包壳管的断裂性能对于反应堆的安全运行至关重要。基于弹塑性有限元分析建立了TFAC试样的断裂韧度测试方法,完成不同氢含量锆合金TFAC试样的断裂韧性试验。研究结果表明,锆合金包壳管具有优良的抗裂性能... 详细信息

作为装载核燃料的密封外壳,锆合金包壳管的断裂性能对于反应堆的安全运行至关重要。基于弹塑性有限元分析建立了TFAC试样的断裂韧度测试方法,完成不同氢含量锆合金TFAC试样的断裂韧性试验。研究结果表明,锆合金包壳管具有优良的抗裂性能,氢含量低于200 mg/kg时,其对包壳管断裂韧度的影响较小;当氢含量达到290 mg/kg时,包壳管的断裂韧度显著提高。研究可为锆合金包壳管在服役过程中的安全性评估提供数据支撑。

关键词：锆合金包壳管 TFAC试样断裂韧度有限元分析氢含量

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铀硅化合物中碳的测定——红外吸收法

铀硅化合物中碳的测定——红外吸收法

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中国核学会2019年学术年会

作者：黄新树邓传东盛红伍秦毅中国核动力研究设计院反应堆燃料与材料重点实验室

铀硅化合物是一种重要的新型核燃料,其化学成分的含量直接关系到材料的性能。本文采用高频感应——红外吸收法对铀硅化合物中碳元素的测定进行了试验研究。考察了坩埚选择、助熔剂种类与用量、试样用量、板流大小及加热时间、积分等待... 详细信息

铀硅化合物是一种重要的新型核燃料,其化学成分的含量直接关系到材料的性能。本文采用高频感应——红外吸收法对铀硅化合物中碳元素的测定进行了试验研究。考察了坩埚选择、助熔剂种类与用量、试样用量、板流大小及加热时间、积分等待时间与积分时间这些因素。综合优化条件,建立了测定方法。方法的校准曲线为y=0.9764x+0.007 5,其检测下限为0.000 2%。当取样量为0.2 g（准确至0.000 1 g）时,碳的测定范围为0.000 20%～3.11%（g/g）,相对标准偏差(RSD)优于10%。

关键词：红外吸收法铀硅化合物碳

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Inconel 690/321不锈钢异种金属焊接接头组织与性能研究

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电焊机 2020年第7期50卷 141-146,I0009,I0010页

作者：黄卫东伍建文芦丽莉潘学荣中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室四川成都610213

针对Inconel 690/321不锈钢异种金属多层多道焊接中可能出现裂纹、未焊透、未熔合等缺陷,并伴随出现劣化组织,导致接头性能降低的问题,通过金相组织分析、化学成分分析和显微硬度测试,开展了异种金属焊接接头组织与性能研究。结果表明:... 详细信息

针对Inconel 690/321不锈钢异种金属多层多道焊接中可能出现裂纹、未焊透、未熔合等缺陷,并伴随出现劣化组织,导致接头性能降低的问题,通过金相组织分析、化学成分分析和显微硬度测试,开展了异种金属焊接接头组织与性能研究。结果表明:各区域均为正常的焊接组织,无明显的焊接缺陷,劣化区中有TiC,但接头硬度整体偏低,塑性良好;在多层多道焊过程中,后道层对前道层焊缝区的回火作用改善了组织,性能未受明显影响。

关键词： Inconel 690 321不锈钢异种金属焊接组织性能

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GB/T228.1-2010中断后伸长率测量方法浅析及修订建议

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理化检验（物理分册） 2021年第4期57卷 15-18页

作者：卢美娇李荣锋吕超历妍宝钢湛江钢铁有限公司制造管理部湛江524072 广东(东莞)材料基因高等理工研究院东莞523808 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

根据GB/T228.1-2010中断后伸长率的测量方法,选取塑性富余量较小的BW300TP耐磨钢板进行拉伸试验,分析了采用机器测量方法和手工测量方法测得的断后伸长率结果有差异的原因,并对标准提出修订建议。结果表明:因断裂位置偏离标距中心,机器... 详细信息

根据GB/T228.1-2010中断后伸长率的测量方法,选取塑性富余量较小的BW300TP耐磨钢板进行拉伸试验,分析了采用机器测量方法和手工测量方法测得的断后伸长率结果有差异的原因,并对标准提出修订建议。结果表明:因断裂位置偏离标距中心,机器测量的断后伸长率小于手工测量的断后伸长率,可用关系式y=0.8505x+5.1838对机器测量的断后伸长率结果进行补偿和修正。建议GB/T228.1-2010中P7带头试样的平行长度最小值修改为60mm;取消附录D中矩形截面非比例试样平行长度L_(c)≥L_(0)+1.5√S_(0)的规定;增加不同试验材料的机器测量断后伸长率的修正方法及修正建议值。

关键词：断后伸长率测量方法补偿修正平行长度断后标距

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FeCrAl-ODS合金的高温水蒸气氧化行为

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材料保护 2021年第5期54卷 157-163页

作者：龙弟均李青宋鹏孙永铎张瑞谦邱绍宇中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室四川成都610213 昆明理工大学材料科学与工程学院云南昆明650093

目前有关FeCrAl-ODS钢在高温水蒸汽下的氧化过程中氧化膜结构的演变少有分析研究。以FeCrAl-ODS合金为研究对象,采用XRD、SEM、EPMA、EDS等分析手段,在700~1100℃条件下开展了高温水蒸气氧化试验,从氧化动力学和氧化层结构形貌、物相、... 详细信息

目前有关FeCrAl-ODS钢在高温水蒸汽下的氧化过程中氧化膜结构的演变少有分析研究。以FeCrAl-ODS合金为研究对象,采用XRD、SEM、EPMA、EDS等分析手段,在700~1100℃条件下开展了高温水蒸气氧化试验,从氧化动力学和氧化层结构形貌、物相、成分等方面研究了其高温水蒸气氧化行为。研究结果表明:在700~1100℃,FeCrAl-ODS合金高温水蒸气氧化动力学满足抛物线增重规律,抛物线速率常数Kp随温度增加而增大。高温水蒸气氧化96 h后,700℃时FeCrAl-ODS合金表面氧化层以Fe_(2)O_(3)为主;900℃时FeCrAl-ODS合金表面氧化层的外层以Fe_(2)O_(3)为主,内层以Al2O3为主,氧化层比较疏松,不能很好地对基体起到保护作用;1100℃氧化过程中,在不同氧化时间段氧化层均为单层致密的Al2O3氧化层结构。

关键词： FeCrAl-ODS合金高温氧化氧化铝层

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碳酸钠焙烧对铀锆混合氧化物中铀溶解率的影响

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湿法冶金 2019年第3期38卷 187-190页

作者：袁波尹荣才卢长先龙弟均曾诚范经伦中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室

研究了碳酸钠焙烧对铀锆混合氧化物中铀溶解率的影响。结果表明:铀锆混合氧化物中的难溶铀主要以固溶体UxZryO2形式存在,碳酸钠焙烧可破坏固溶体结构,提高铀溶解率;焙烧过程中,ZrO2由四方相转为单斜相,U3O8转为易溶解的铀酸盐;在900℃... 详细信息

研究了碳酸钠焙烧对铀锆混合氧化物中铀溶解率的影响。结果表明:铀锆混合氧化物中的难溶铀主要以固溶体UxZryO2形式存在,碳酸钠焙烧可破坏固溶体结构,提高铀溶解率;焙烧过程中,ZrO2由四方相转为单斜相,U3O8转为易溶解的铀酸盐;在900℃下加碳酸钠焙烧,碳酸钠添加量为铀锆氧化物质量的0.25倍时,焙烧产物铀溶解率达99%,溶解渣中铀质量分数低至1%以下。

关键词：铀锆混合氧化物碳酸钠焙烧铀溶解

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铁素体/马氏体钢和奥氏体不锈钢的液态铅铋腐蚀行为与机理

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核科学与工程 2020年第5期40卷 864-871页

作者：龚星肖军王浩杨志彬陈嘉骏胡飞宇殷园深圳大学物理与光电工程学院核科学与核技术系先进核能团队广东深圳518060 中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室四川成都610213

液态铅铋共晶合金[liquid lead-bismuth eutectic,LBE,Pb 44.5 Bi 55.5,%(质量分数)]具有优异的热工水力和中子学性能,是第四代液态金属冷却快堆最重要的冷却工质之一。但是,液态铅铋冷却快堆的主要候选材料包括铁素体/马氏体钢(如T91)... 详细信息

液态铅铋共晶合金[liquid lead-bismuth eutectic,LBE,Pb 44.5 Bi 55.5,%(质量分数)]具有优异的热工水力和中子学性能,是第四代液态金属冷却快堆最重要的冷却工质之一。但是,液态铅铋冷却快堆的主要候选材料包括铁素体/马氏体钢(如T91)和奥氏体不锈钢(如316L和15-15Ti)存在液态金属腐蚀问题,一定程度上阻碍了液态铅铋快堆工程化应用进度。本文综述了液态铅铋腐蚀的基本机制以及铁素体/马氏体钢和奥氏体不锈钢的液态铅铋腐蚀行为,总结了抑制液态铅铋腐蚀的主要方法,并展望了未来研究方向。

关键词：铅铋腐蚀铁素体/马氏体钢奥氏体不锈钢

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Zr-Sn-Nb锆合金氧化膜中典型相结构的第一性原理研究

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上海金属 2021年第4期43卷 112-118页

作者：赵毅王栋徐晨皓吴江桅王洋谢耀平中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室四川成都610213 上海大学材料研究所上海200072 上海大学计算机学院高性能计算中心上海200444

采用第一性原理计算和热力学方法,研究了Zr-Sn-Nb合金氧化膜中典型氧化物m-ZrO_(2)、t-ZrO_(2)、t-SnO、t-SnO_(2)、t-NbO_(2)和m-Nb_(2)O_(5)的热稳定性,探讨了O化学势以及腐蚀介质的温度和压力对氧化物稳定性的影响。结果表明:氧化物... 详细信息

采用第一性原理计算和热力学方法,研究了Zr-Sn-Nb合金氧化膜中典型氧化物m-ZrO_(2)、t-ZrO_(2)、t-SnO、t-SnO_(2)、t-NbO_(2)和m-Nb_(2)O_(5)的热稳定性,探讨了O化学势以及腐蚀介质的温度和压力对氧化物稳定性的影响。结果表明:氧化物稳定性由强到弱的顺序为Zr氧化物、Nb氧化物和Sn氧化物,氧化膜中典型析出相β-Nb的氧化速率小于Zr基体,与试验结果相吻合;贫氧区NbO_(2)和SnO比较稳定,而富氧区Nb_(2)O_(5)和SnO_(2)比较稳定,这与试验中NbO_(2)常出现于氧化性较弱的去离子水环境中,而Nb_(2)O_(5)常出现于氧化性较强的碱性水中的结论相一致。

关键词：锆合金氧化膜第一性原理计算化学势相稳定性

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