检索结果-内蒙古大学图书馆

核电子学与探测技术 2022年第1期42卷 29-34页

作者：李艺赵峰龙绍军乔洪波廖志海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610005

针对铀化工工艺转换过程中需即时监测管道中铀含量的需求,设计了管道中铀浓度在线检测系统.采用NaI(Tl)探测器对^(235)U发射的185.7 keV的特征γ射线进行测量,根据^(235)U与^(238)U的富集度比推算出总铀量.引入反符合探测技术,大大降低... 详细信息

针对铀化工工艺转换过程中需即时监测管道中铀含量的需求,设计了管道中铀浓度在线检测系统.采用NaI(Tl)探测器对^(235)U发射的185.7 keV的特征γ射线进行测量,根据^(235)U与^(238)U的富集度比推算出总铀量.引入反符合探测技术,大大降低了环境本底带来的影响,增加了探测下限.所研制的铀在线检测系统可以实时获取铀浓度数据,并用不同浓度的标准铀溶液进行实验,得到该检测系统的测量误差小于10%,可为核临界安全与核材料闭合衡算提供可靠的数据支撑.

关键词：铀浓度 γ射线反符合屏蔽在线检测

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固溶处理对含Gd不锈钢第二相与硬度的影响

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金属热处理 2023年第2期48卷 200-205页

作者：王玉容吴裕李永旺潘钱付蒋明忠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

研究了不同固溶处理温度对含Gd不锈钢第二相与硬度的影响。结果表明,含Gd不锈钢在1000~1150℃固溶处理30 min后,沿晶界析出的连续第二相只发生部分熔断,大量第二相弥散分布于基体中,由“灰色”相包裹着“亮白色”相,“灰色”相元素组成... 详细信息

研究了不同固溶处理温度对含Gd不锈钢第二相与硬度的影响。结果表明,含Gd不锈钢在1000~1150℃固溶处理30 min后,沿晶界析出的连续第二相只发生部分熔断,大量第二相弥散分布于基体中,由“灰色”相包裹着“亮白色”相,“灰色”相元素组成及含量相对稳定。在1000~1070℃保温30 min固溶处理后,“亮白色”相的Ni几乎完全溶解,Gd浓缩富集,尺寸缩小,“灰色”相长大缓慢,部分“灰色”相形貌变为短棒状。固溶温度升高至1150℃,“亮白色”相中Ni溶解的同时Gd发生扩散及微量溶解,大部分“亮白色”相消失,“灰色”相发生粗化、球化。固溶处理后合金硬度均低于固溶处理前,随着固溶温度的升高,合金硬度呈上升趋势。

关键词：含Gd不锈钢固溶处理第二相硬度

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碳源对碳热还原法制备二硼化锆中硼损失的影响

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核动力工程 2022年第S02期43卷 88-93页

作者：喻冲冷科王怡曾强唐彦刘喆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

针对第三代核电堆型AP1000所用的核级ZrB_(2)靶材制备过程中硼易损失问题,以ZrO_(2)、B_(4)C和C为原料,采用碳热还原法制备ZrB_(2)粉体,研究了碳源种类、碳加入量对高温合成过程中硼损失的影响。采用X射线衍射(XRD)、扫描电镜(SEM)、化... 详细信息

针对第三代核电堆型AP1000所用的核级ZrB_(2)靶材制备过程中硼易损失问题,以ZrO_(2)、B_(4)C和C为原料,采用碳热还原法制备ZrB_(2)粉体,研究了碳源种类、碳加入量对高温合成过程中硼损失的影响。采用X射线衍射(XRD)、扫描电镜(SEM)、化学滴定仪等分析了样品的相组成、微观形貌和元素含量,根据合成前后硼含量以及质量守恒原则计算了粉末合成过程中硼含量的损失。结果表明:采用碳热还原法制备ZrB_(2)粉体会引起硼的损失;相较于石墨,采用炭黑作为碳源且适当过量,能有效降低合成过程中硼的损失,当B_(4)C过量5%、C过量20%时,合成过程中硼的损失率最低(4.4%),ZrB_(2)粉体颗粒大小均匀,粒径为1~2μm,纯度较高。

关键词：碳热还原 ZrB_(2)粉体石墨炭黑硼损失

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低价锆氧化物Zr_(3)O的结构、热力学和弹性性质第一性原理研究

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Transactions of Nonferrous Metals Society of China 2024年第3期34卷 952-965页

作者：周虹伶陈莉君杨晓玲刘许旸孙超栾佰峰重庆大学材料科学与工程学院轻合金材料国际合作联合实验室沈阳材料科学国家研究中心重庆400044 重庆大学航空航天学院重庆400044 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 重庆大学机械传动国家重点实验室重庆400044

采用第一性原理系统地研究3种Zr_(3)O晶形(空间群分别为R3c(斜方六面体)、R32(斜方六面体)和P6322(六面体))的晶格动力学及其与温度相关的热力学和力学性质。计算得到的3种Zr_(3)O晶形的晶体结构参数与实验结果一致。此外,证明3种Zr_(3)... 详细信息

采用第一性原理系统地研究3种Zr_(3)O晶形(空间群分别为R3c(斜方六面体)、R32(斜方六面体)和P6322(六面体))的晶格动力学及其与温度相关的热力学和力学性质。计算得到的3种Zr_(3)O晶形的晶体结构参数与实验结果一致。此外,证明3种Zr_(3)O结构在动力学和热力学上均具有稳定性。获得了3种Zr_(3)O晶形在0~1500 K温度范围内的熵、焓、吉布斯自由能、比热容、热膨胀系数和弹性模量等性质。发现3种Zr_(3)O晶形在0K时的相对稳定性顺序为Zr_(3)O(R3c)>Zr_(3)O(R32)>Zr_(3)O(P6_(3)22);然而,在50 K时Zr_(3)O(R3c)转变成Zr_(3)O(R32),在540K时转变为Zr_(3)O(P6_(3)22)。相较于其他2种Zr_(3)O相,Zr_(3)O(R32)表现出更优越的力学性能。

关键词：第一性原理 Zr_(3)O 晶格动力学热力学性质弹性模量

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中温蠕变条件下SiCf/SiC复合材料界面的微观结构及其力学性能演变规律

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复合材料学报 2024年

作者：陈乐管皞阳朱思雨王佳璇唐睿何宗倍张程煜中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室西北工业大学超高温结构复合材料重点实验室航空工业济南特种结构研究所

连续碳化硅纤维增强碳化硅复合材料(SiCf/SiC)在中温（500～1000 ℃）范围内会发生蠕变断裂时间显著缩短的脆化现象，其机制主要与界面的微观结构和力学性能有关。为此，本文开展了国产二代平纹编织SiCf/SiC(2D-SiCf/SiC) 复合材料在中... 详细信息

连续碳化硅纤维增强碳化硅复合材料(SiCf/SiC)在中温（500～1000 ℃）范围内会发生蠕变断裂时间显著缩短的脆化现象，其机制主要与界面的微观结构和力学性能有关。为此，本文开展了国产二代平纹编织SiCf/SiC(2D-SiCf/SiC) 复合材料在中温范围的蠕变脆化失效机制研究。利用TEM分析了中温下不同蠕变条件后2D-SiCf/SiC的界面微观结构，进一步利用微纳力学测试技术表征界面力学性能。结果表明：纤维/界面侧在500 ℃下出现多孔隙的富碳层；800 ℃时，界面出现自发氧化，同时SiO2填充了部分BN界面因氧化消耗后产生的空隙。当温度进一步升高至1000 ℃后，氧元素主要分布于纤维/基体一侧。2D-SiCf/SiC的中温脆化机制与界面结合状态高度相关，蠕变断裂时间与界面结合的强弱呈现明显的反比关系，表明过强的界面结合不能发挥界面脱粘、纤维拔出等相关增韧机制，此时裂纹直接贯穿纤维，显著缩短其中温蠕变断裂时间。

关键词： SiC /SiC 中温脆化纤维推入界面强结合蠕变失效机制

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锆合金表面Cr涂层的循环热冲击行为

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中国表面工程 2022年第4期35卷 10-20页

作者：余施佳赵庆敏杜沛南庹靖义张瑞谦蔡振兵西南交通大学摩擦学研究所成都610031 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

为了研究锆合金表面Cr涂层的循环热冲击行为,使用自研的热冲击设备模拟循环热冲击环境,针对多弧离子镀技术制备的Cr涂层进行不同循环次数的热冲击试验。通过X射线衍射仪(XRD)和显微硬度计分别分析热冲击前后的物相变化和硬度变化,采用... 详细信息

为了研究锆合金表面Cr涂层的循环热冲击行为,使用自研的热冲击设备模拟循环热冲击环境,针对多弧离子镀技术制备的Cr涂层进行不同循环次数的热冲击试验。通过X射线衍射仪(XRD)和显微硬度计分别分析热冲击前后的物相变化和硬度变化,采用扫描电镜(SEM)和能谱仪(EDS)探究Cr涂层的表面破坏行为。循环热冲击过程中,Cr涂层生成的氧化层有“自愈”效果,可以有效阻挡O进入锆合金基体,同时诱发Cr-Zr中间层的非均匀扩散。大量Cr元素的内部扩散会促使α-Zr(O)的生成。热冲击生成的裂纹大量分布于外部氧化层、非均匀扩散的中间层以及α-Zr(O)层。经过N=24次循环热冲击后,残余的Cr涂层仍然可以有效保护锆合金基体,避免Zr与大量O反应。通过将锆合金表面Cr涂层的循环热冲击行为分为三个阶段,进一步揭示了循环热冲击作用下锆合金Cr涂层的组织结构和抗热冲击性能的演变规律。

关键词： Cr涂层锆合金热冲击高温氧化耐事故包壳材料

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锆合金表面Cr涂层在高温压缩下的界面开裂行为

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中国表面工程 2022年第4期35卷 30-40页

作者：陈寰李春林岳雅楠张瑞谦王昱杨红艳韦天国蔡振兵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 西南交通大学摩擦学研究所成都610031

在事故条件下核反应堆的核心部件镀Cr锆合金包壳管容易受到挤压发生变形,导致Cr涂层产生裂纹影响涂层的保护性能,因此研究镀Cr锆合金在高温压缩下的裂纹扩展行为十分有必要。采用环向压缩试验研究不同厚度Cr涂层锆合金在不同温度下的开... 详细信息

在事故条件下核反应堆的核心部件镀Cr锆合金包壳管容易受到挤压发生变形,导致Cr涂层产生裂纹影响涂层的保护性能,因此研究镀Cr锆合金在高温压缩下的裂纹扩展行为十分有必要。采用环向压缩试验研究不同厚度Cr涂层锆合金在不同温度下的开裂行为,通过扫描电子显微镜(SEM)、X射线衍射仪(XRD)和维氏硬度计等测试设备研究不同压缩试验温度下的镀Cr锆合金包壳管表截面裂纹微观形貌,并统计表截面裂纹密度及截面裂纹最大宽度。分析包壳材料的载荷-位移曲线和裂纹扩展行为,评价温度和涂层厚度对镀Cr锆合金包壳管力学性能的影响。研究结果表明:镀Cr锆合金包壳管在高温工况下,抗压强度会下降,断裂韧性增加;当涂层厚度增加时,表截面裂纹密度减少,裂纹张开尺寸增大;裂纹首先在表面产生,然后逐渐向基体扩展,并随着变形量的增加逐渐向基体扩展,最终在膜基结合处停止;试样变形量从10%压缩到50%时,截面裂纹的新增主要来自表面主裂纹分叉,且在压缩过程中Cr涂层并不会剥落,Cr涂层与锆基体结合性能良好。研究不同厚度锆合金Cr涂层包壳管在高温压缩下的膜基界面裂纹的扩展行为,可为锆合金包壳管的涂层制备提供数据支持。

关键词：锆合金 Cr涂层环向压缩变形量裂纹扩展

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锆合金Cr涂层包壳管在环向压缩作用下的裂纹行为

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中国表面工程 2022年第4期35卷 1-9页

作者：岳雅楠陈寰余施佳周腾张瑞谦蔡振兵西南交通大学摩擦学研究所成都610031 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Cr涂层是事故容错燃料(ATF)包壳候选涂层之一,在各方面具有优异的性能。在实际工况下,包壳管会受到环向外压力的作用而导致涂层破裂,研究锆合金Cr涂层膜基界面裂纹萌生和扩展行为很有意义。使用多弧离子镀技术在锆合金基体表面制备C... 详细信息

金属Cr涂层是事故容错燃料(ATF)包壳候选涂层之一,在各方面具有优异的性能。在实际工况下,包壳管会受到环向外压力的作用而导致涂层破裂,研究锆合金Cr涂层膜基界面裂纹萌生和扩展行为很有意义。使用多弧离子镀技术在锆合金基体表面制备Cr涂层,利用电子力学试验机对锆合金Cr涂层包壳管进行不同变形量的环向压缩试验。采用扫描电子显微镜(SEM)、能谱仪(EDX)、XRD和纳米压痕仪等测试设备对锆合金Cr涂层试样的微观组织进行表征,研究并分析Cr涂层表截面裂纹的微观行为。结果表明,试样的变形分为弹性变形-裂纹萌生阶段和塑性变形-裂纹扩展阶段两个阶段,发现锆合金Cr试样界面裂纹的产生有两种形式:①裂纹从膜基界面处萌生,原因是Cr涂层和锆合金基体材料的不同使得膜基界面发生涂层应力集中;②表面萌生裂纹,由于Cr涂层存在微缺陷。没有发现涂层的剥落现象,说明其界面结合性能较佳。采用多个变形量研究锆合金Cr涂层包壳管膜基界面裂纹的萌生与扩展过程,为ATF包壳涂层结构完整性和稳定性提供试验依据。

关键词：锆合金 Cr涂层环向压缩变形量裂纹扩展

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耐事故燃料芯块的制备方法与研究进展

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粉末冶金技术 2022年第4期40卷 334-339,350页

作者：张翔潘小强陆永洪张瑞谦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610213

福岛核事故发生后,为提高核燃料元件抵抗严重事故能力而开发的耐事故燃料成为核行业研究热点。本文介绍了以BeO、SiC掺杂为代表的热导增强型UO_(2)芯块、高铀密度高热导燃料芯块和全陶瓷微封装燃料芯块,总结了耐事故燃料芯块的优势特性... 详细信息

福岛核事故发生后,为提高核燃料元件抵抗严重事故能力而开发的耐事故燃料成为核行业研究热点。本文介绍了以BeO、SiC掺杂为代表的热导增强型UO_(2)芯块、高铀密度高热导燃料芯块和全陶瓷微封装燃料芯块,总结了耐事故燃料芯块的优势特性、热导率、制备方法和研究进展,分析和展望了耐事故燃料芯块的现有问题和应用前景,以期为耐事故燃料芯块的研究提供参考。

关键词：耐事故燃料燃料芯块二氧化铀高铀密度全陶瓷微封装燃料

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F/M钢包壳管材热处理工艺优化

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金属热处理 2022年第6期47卷 25-32页

作者：蒋明忠赵勇潘钱付吴裕王馨敏蒋文龙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

通过对Fe-12Cr-1.5W-0.2V-0.15Ta F/M钢包壳管材分别进行980~1150℃正火和600~730℃回火处理,研究不同热处理工艺对包壳管材微观组织、室温力学性能的影响。结果表明,不同温度正火处理后,F/M钢包壳管材的组织均为板条马氏体,随正火温度... 详细信息

通过对Fe-12Cr-1.5W-0.2V-0.15Ta F/M钢包壳管材分别进行980~1150℃正火和600~730℃回火处理,研究不同热处理工艺对包壳管材微观组织、室温力学性能的影响。结果表明,不同温度正火处理后,F/M钢包壳管材的组织均为板条马氏体,随正火温度的升高,粗大的碳化物颗粒逐渐固溶至基体中,且原奥氏体晶粒尺寸会产生粗化,从1050℃的40μm增至1150℃的80μm;不同温度回火后,马氏体基体上析出细小纳米级碳化物颗粒,随回火温度增加,碳化物颗粒析出数量明显增加,但析出的碳化物颗粒尺寸无明显变化;包壳管材经过1100℃×60 min正火+650℃×90 min回火后具备良好的微观组织和力学性能,其原始奥氏体晶粒无明显长大,马氏体板条组织平均晶粒尺寸约为6.0μm,小角度晶界比率为59.6%,沿着原奥氏体晶界有纳米相析出,晶内马氏体界面处析出大量纳米相,此时,管材表现出良好的强塑性匹配,抗拉强度为1024 MPa、屈服强度为849 MPa、伸长率为17.3%。

关键词： F/M钢热处理微观组织碳化物颗粒力学性能

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