期刊文献+
任意字段
题名或关键词
题名
关键词
文摘
作者
第一作者
机构
刊名
分类号
参考文献
作者简介
基金资助
栏目信息
共找到1,302篇文章
< 1 2 … 66 >
每页显示 20 50 100
已选择0条
导出题录 引用分析
参考文献
引证文献
 统计分析
检索结果
已选文献
显示方式：
一体化快堆金属燃料发展现状及研发规划 被引量：1
1
作者 冯伟 刘一哲 +2 位作者 任媛媛 杨勇 周培德 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期34-40,共7页
金属燃料具有增殖比高、后处理流程简单、安全性好、处置长寿命锕系核素方便、可组成一体化快堆核电站等优点,是快堆燃料的理想选择。早期金属燃料由于材料选型和元件设计上的不足,使用燃耗较低(不超过5at.%)。后来,国际上其他国家(主... 金属燃料具有增殖比高、后处理流程简单、安全性好、处置长寿命锕系核素方便、可组成一体化快堆核电站等优点,是快堆燃料的理想选择。早期金属燃料由于材料选型和元件设计上的不足,使用燃耗较低(不超过5at.%)。后来,国际上其他国家(主要是美国、日本、韩国等)通过不断的材料选型和元件设计优化,基本可以确定金属燃料燃耗最高可到20at.%。针对我国一体化快堆U-TRU-Zr金属燃料选型和高燃耗的研发需求,调研了国内外快堆金属燃料的研发现状,提出了高燃耗金属燃料关键问题和解决方案,制定了我国一体化快堆高燃耗U-TRU-Zr金属燃料的研发技术路线。 展开更多
关键词 金属燃料 高燃耗 元件设计 一体化快堆
在线阅读 下载PDF
中国原子能科学研究院反应堆材料数智化评价关键技术
2
作者 白冰 杨文 +11 位作者 贺新福 豆艳坤 秦博 曹金利 鱼滨涛 高进 曹晗 杨万欢 钟巍华 王荣东 龙斌 朱庆福 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2122-2133,共12页
材料是开发新型核反应堆的关键。对于先进反应堆材料,尤其是抗辐照材料的研发,因其面临高温长时、中子辐照、环境腐蚀等复杂极端环境,导致研发周期长、成本高,目前国内外均积累少,缺乏可借鉴经验,因此亟需更加高效和智能的新范式以加速... 材料是开发新型核反应堆的关键。对于先进反应堆材料,尤其是抗辐照材料的研发,因其面临高温长时、中子辐照、环境腐蚀等复杂极端环境,导致研发周期长、成本高,目前国内外均积累少,缺乏可借鉴经验,因此亟需更加高效和智能的新范式以加速研发应用。本文提出了反应堆材料的数智化研发这一新范式,即通过高保真多尺度模拟计算技术、大数据与人工智能技术和高效试验技术三者围绕材料需求进行交叉迭代,以实现材料的快速设计优化。实现反应堆材料的数智化研发将大大缩短材料研发到应用的周期成本。本文重点阐述了中国原子能科学研究院在上述三大技术上的进展以及针对难熔合金等典型堆材料研发的应用效果,最后对未来三大技术深入融合以形成堆材料数智化新范式所面临的挑战和机遇进行了总结与展望。 展开更多
关键词 堆芯结构材料 数智化研发 多尺度模拟 数据知识双驱动
在线阅读 下载PDF
低铼钼合金管双轴应力下的微观组织演变研究
3
作者 姜玮 王卫军 +3 位作者 张国栋 雷华桢 杨文 高进 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期677-682,共6页
为了获得低铼钼合金管在高温双轴应力作用下的变形机制,研究了低铼钼合金管在1350 K、双轴应力(环向应力分别为36 MPa和60 MPa)下的微观组织演变过程。通过EBSD、TEM、XRD和EDS对双轴应力实验前后的低铼钼合金管样品进行对比分析,获得... 为了获得低铼钼合金管在高温双轴应力作用下的变形机制,研究了低铼钼合金管在1350 K、双轴应力(环向应力分别为36 MPa和60 MPa)下的微观组织演变过程。通过EBSD、TEM、XRD和EDS对双轴应力实验前后的低铼钼合金管样品进行对比分析,获得了样品晶粒尺寸、晶体取向、晶胞参数和位错等特征变化,推测了其变形机制与微观组织演变过程。研究结果表明,原材料去应力退火态微观组织为柱状晶粒,且沿轴向具有<101>方向性;环向应力36 MPa样品在环向变形量达8%过程中,晶体结构发生再结晶与晶粒长大,并失去<101>方向性,变形机制以位错滑移和晶界滑移为主;环向应力60 MPa样品在环向变形量达19%过程中,部分晶粒发生再结晶,部分晶粒发生大量变形并失去结晶性,除此之外,变形机制还包含晶界滑移。 展开更多
关键词 低铼钼合金 双轴应力 再结晶 变形机制
在线阅读 下载PDF
锂电化学氧计研制与初步测试
4
作者 冯波 王泽鸣 +3 位作者 朱锦新 闫傲 柴宝华 毕可明 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第5期1000-1005,共6页
动态锂循环系统中非金属杂质氧普遍存在且危害较大,电化学氧计是一种有效的实时监测氧浓度的技术手段。本文综合当前技术基础,根据热力学反应和能斯特方程建立了Bi/Bi_(2)O_(3)为参比电极的锂电化学氧计计算模型,得到了理论氧电势关系式... 动态锂循环系统中非金属杂质氧普遍存在且危害较大,电化学氧计是一种有效的实时监测氧浓度的技术手段。本文综合当前技术基础,根据热力学反应和能斯特方程建立了Bi/Bi_(2)O_(3)为参比电极的锂电化学氧计计算模型,得到了理论氧电势关系式,在此基础上研制了锂电化学氧计原理样机,并在锂回路上完成了启动特性、定标等初步测试。结果显示,该电化学氧计存在激活温度,超过激活温度后输出电势与温度有较好的跟随性,在定标氧浓度试验中,输出电压较理论值有一定的偏移,但总体变化趋势一致。对公式进行拟合修正后,计算值与实测数据的相对偏差不超1%。 展开更多
关键词 电化学氧计 杂质 锂
在线阅读 下载PDF
铅冷快堆用不锈钢液态铅铋环境相容性评价研究进展
5
作者 谭季波 张新瑞 +2 位作者 薛宝权 张兹瑜 吴欣强 《核技术》 北大核心 2025年第7期70-86,共17页
结构材料在液态铅铋中的环境相容性问题是限制铅冷快堆研发与建设的瓶颈。9~12Cr铁马钢与奥氏体不锈钢是优选的铅冷快堆关键设备材料,但在高温液态铅铋环境中面临严重的液态金属腐蚀(氧化与溶解)问题,通常在合金中加入适量Si或Al来提升... 结构材料在液态铅铋中的环境相容性问题是限制铅冷快堆研发与建设的瓶颈。9~12Cr铁马钢与奥氏体不锈钢是优选的铅冷快堆关键设备材料,但在高温液态铅铋环境中面临严重的液态金属腐蚀(氧化与溶解)问题,通常在合金中加入适量Si或Al来提升其抗液态铅铋腐蚀性能。本文综述了9~12Cr铁马钢、奥氏体不锈钢、Si增强铁马钢与奥氏体不锈钢、含Al奥氏体不锈钢在液态铅铋环境中的氧化、溶解、慢拉伸、蠕变、疲劳与裂纹扩展等方面的研究进展,探讨了铁马钢(体心立方)与奥氏体不锈钢(面心立方)在液态铅铋环境中的液态金属脆化敏感性与损伤机理,归纳总结了当前研究中存在的问题,展望了未来的研究方向和发展前景。 展开更多
关键词 铅冷快堆 不锈钢 液态金属腐蚀 液态金属脆化 力学性能
原文传递
电磁耦合能场对690合金导热性能和力学性能的影响
6
作者 朱勇辉 付帅 +1 位作者 陈浩瀚 黄坤兰 《核动力工程》 北大核心 2025年第3期137-146,共10页
针对690合金传热管换热效率难以达到设计值的难题,基于仿真与实验相结合的方法,采用电磁耦合处理工艺,通过施加不同参数的电场和磁场对690合金传热管开展导热性能和力学性能的研究。结果表明,当施加的电磁场参数为1.5 V-1.5 T时,690合... 针对690合金传热管换热效率难以达到设计值的难题,基于仿真与实验相结合的方法,采用电磁耦合处理工艺,通过施加不同参数的电场和磁场对690合金传热管开展导热性能和力学性能的研究。结果表明,当施加的电磁场参数为1.5 V-1.5 T时,690合金传热管的导热系数提升19.6%,抗拉强度和维氏硬度也分别提升6.8%和4.3%;仿真计算的热应力比修正后的Peierls应力大一个数量级,表明电磁耦合处理能够有效驱动690合金内部位错移动;经能谱分析,电磁耦合能场能够促进晶间碳化物(M_(23)C_(6))的析出,从而实现690合金传热管导热系数的提升。本工作充分验证了电磁耦合处理工艺提升690合金传热管导热性能的可行性,可以有效提高690合金传热管的换热效率。 展开更多
关键词 电磁耦合处理 690合金 热学性能 力学性能 多物理场仿真
原文传递
16MND5钢单轴棘轮疲劳行为试验研究 被引量：1
7
作者 莫旭阳 朱明亮 +3 位作者 张尚林 杨立才 陈尧 轩福贞 《核动力工程》 北大核心 2025年第1期160-168,共9页
本文旨在分析材料在不同循环载荷作用下的棘轮演化规律,以指导核电站关键部件的寿命预测及结构完整性评价。针对国产反应堆压力容器用16MND5锻造贝氏体钢,在350℃下开展一系列对称和非对称应力控制试验,研究了应力幅和平均应力对棘轮行... 本文旨在分析材料在不同循环载荷作用下的棘轮演化规律,以指导核电站关键部件的寿命预测及结构完整性评价。针对国产反应堆压力容器用16MND5锻造贝氏体钢,在350℃下开展一系列对称和非对称应力控制试验,研究了应力幅和平均应力对棘轮行为的影响。结果表明:该合金在对称与非对称应力循环载荷下均表现出棘轮效应。应力幅值和平均应力的增加降低了疲劳寿命。循环演化表现出初始循环硬化,然后循环软化,最后加速软化。相同应力幅下,平均应力的引入促进了软化。棘轮应变不随拉伸平均应力的增加而单调增加,存在一个最不利的平均应力导致棘轮-疲劳交互最为明显。断口形貌分析表明,根据应力水平的大小,试样可分为疲劳失效和发生较大塑性应变的棘轮失效。 展开更多
关键词 16MND5钢 应力循环 棘轮效应 棘轮-疲劳交互 断口形貌
原文传递
Zr-4合金微动磨损特性实验研究 被引量：1
8
作者 刘海东 贺凯 +5 位作者 伏锦胜 李正阳 蒲曾坪 任全耀 陈德奇 汪宁远 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第4期891-899,共9页
核燃料棒包壳微动磨损特性对反应堆系统安全性至关重要。为研究Zr-4合金包壳微动磨损特性,本文通过搭建微动磨损实验装置,采用线接触方式开展Zr-4合金微动磨损实验研究,针对不同位移幅值研究Zr-4合金微动磨损的微观形貌和元素变化及其... 核燃料棒包壳微动磨损特性对反应堆系统安全性至关重要。为研究Zr-4合金包壳微动磨损特性,本文通过搭建微动磨损实验装置,采用线接触方式开展Zr-4合金微动磨损实验研究,针对不同位移幅值研究Zr-4合金微动磨损的微观形貌和元素变化及其磨损机制。结果表明:位移幅值增大导致磨损现象加剧,最大磨损深度和磨损体积增加,尤其在加速磨损区Zr-4合金微动损伤加速恶化,最大磨损深度和磨损体积的增长速率分别达到峰值0.34μm/μm、0.52×10^(-2) mm^(3)/μm。整个微动磨损过程中,磨损区域均伴随着Zr、Fe、Cr等金属氧化物的产生,局部磨损区域存在磨屑的转移与黏着。低磨损区的整个损伤区域被平滑的三体层覆盖;加速磨损区的整个损伤区域存在凹痕形成和三体层动态变换现象;稳定磨损区的损伤中心区域三体层发生片状脱落,并伴有微观裂纹萌生。本文研究结果为Zr-4合金包壳在压水堆服役中的微动磨损行为提供了数据参考。 展开更多
关键词 包壳 ZR-4合金 微动磨损 磨损机制
在线阅读 下载PDF
核燃料包壳用FeCrAl合金的高温蠕变特性及本构参数研究 被引量：1
9
作者 崔健 白文秀 +3 位作者 姚欢 武俊梅 巫英伟 陈平 《内蒙古电力技术》 2025年第3期1-8,共8页
采用分子动力学(Molecular Dynamics,MD)模拟的方法,针对FeCrAl合金的高温蠕变性能及本构关系开展研究,分析了温度、应力和晶粒尺寸等参数对稳态蠕变速率的影响规律,拟合得到蠕变本构关键参数,包括蠕变激活能Qc、应力因子n和晶粒因子p... 采用分子动力学(Molecular Dynamics,MD)模拟的方法,针对FeCrAl合金的高温蠕变性能及本构关系开展研究,分析了温度、应力和晶粒尺寸等参数对稳态蠕变速率的影响规律,拟合得到蠕变本构关键参数,包括蠕变激活能Qc、应力因子n和晶粒因子p。结果表明,相比于晶粒尺寸和合金成分,温度与应力对蠕变本构参数的影响更大。随着应力的升高,n的变化尤为显著。低应力下n为1.2~1.5,中高应力下n由2.0增至4.0以上。当温度低于1000 K,应力变化对Qc影响不显著,不同应力下Qc为0.1~0.2 eV。但在高温条件下,Qc随应力升高由0.5 eV增至1.0 eV。当晶粒尺寸d小于12 nm,p随温度和应力的升高由1.5增至3.5左右,当d达到12 nm以上时,p为0.7~1.0。 展开更多
关键词 核燃料包壳 FeCrAl合金 高温 蠕变特性 本构参数
在线阅读 下载PDF
失水事故工况自主化新型锆合金包壳高温热-机械行为特性试验研究
10
作者 郭晓明 钱立波 罗跃建 《稀有金属材料与工程》 北大核心 2025年第7期1802-1809,共8页
针对自主化新型锆合金包壳开展了失水事故工况高温热-机械行为特性试验,包括高温氧化、高温塑性变形、高温爆破以及脆化失效等,获得了自主化锆合金包壳失水事故关键行为特性。自主化新型锆合金包壳高温氧化试验结果表明,在氧化温度高于1... 针对自主化新型锆合金包壳开展了失水事故工况高温热-机械行为特性试验,包括高温氧化、高温塑性变形、高温爆破以及脆化失效等,获得了自主化锆合金包壳失水事故关键行为特性。自主化新型锆合金包壳高温氧化试验结果表明,在氧化温度高于1000℃工况下,自主化锆合金包壳高温氧化速率与ZIRLO、M5及Zr-4包壳相当,且可采用Cathcart-Pawel氧化模型估算;自主化新型锆合金包壳高温塑性变形试验和高温爆破试验结果表明,自主化锆合金包壳高温爆破温度略低于高温塑性变形爆破温度,自主化新型锆合金包壳高温爆破应变显著低于M5及Zr-4包壳,这大大降低了失水事故过程中燃料组件阻塞率,有利于缓解失水事故后果;自主化新型锆合金包壳脆化失效试验结果表明,自主化锆合金包壳脆化失效准则满足“峰值包壳温度≤1204℃并且最大包壳氧化率≤17%”要求。 展开更多
关键词 自主化新型锆合金包壳 失水事故 高温热-机械特性 安全特性评估
原文传递
预注入氦的316L不锈钢铁离子辐照后氦泡与肿胀研究
11
作者 高进 吴石 +3 位作者 豆艳坤 张崇宏 贺新福 杨文 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第11期2534-2540,共7页
奥氏体不锈钢广泛用于反应堆结构材料,但其辐照后的肿胀是限制奥氏体不锈钢的主要难题之一。为了研究氦对气泡以及肿胀的影响,采用室温注氦加高温铁离子辐照的方式,研究了316L奥氏体不锈钢氦泡及肿胀随辐照剂量的演变。结果表明,室温注... 奥氏体不锈钢广泛用于反应堆结构材料,但其辐照后的肿胀是限制奥氏体不锈钢的主要难题之一。为了研究氦对气泡以及肿胀的影响,采用室温注氦加高温铁离子辐照的方式,研究了316L奥氏体不锈钢氦泡及肿胀随辐照剂量的演变。结果表明,室温注氦会促进氦泡的形核,造成氦泡数密度增加尺寸减小。氦泡主要存在于300~1000 nm的深度,氦泡的尺寸在600~700 nm达到最大值,数密度在400~900 nm深度内出现轻微下降,相应的肿胀在600~700 nm达到最大值。随着辐照剂量从26 dpa增加到65 dpa,氦泡平均尺寸增加,数密度先减小后增大。316L不锈钢在辐照剂量26~57 dpa范围内肿胀率为0.03%/dpa,当辐照剂量从57 dpa增加到65 dpa时肿胀率发生明显偏离,肿胀率达到0.26%/dpa。 展开更多
关键词 316L不锈钢 氦泡 肿胀 离子辐照
在线阅读 下载PDF
原位TEM双离子束辐照钨的位错环演化研究
12
作者 马鹏飞 刘艳 +5 位作者 曹留烜 张亚培 李修锐 田文喜 秋穗正 苏光辉 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第4期874-883,共10页
钨由于在高温下具有优良的抗辐照性能而被认为可应用于聚变堆中面向等离子体材料(PFM,plasma-facing material)。聚变堆中产生大量热负荷和中子以及氢氦气体原子使钨的应用面临苛刻的环境考验。为了进一步探究钨应用于PFM时辐照损伤剂... 钨由于在高温下具有优良的抗辐照性能而被认为可应用于聚变堆中面向等离子体材料(PFM,plasma-facing material)。聚变堆中产生大量热负荷和中子以及氢氦气体原子使钨的应用面临苛刻的环境考验。为了进一步探究钨应用于PFM时辐照损伤剂量对其辐照性能的影响机制,本文采用Kr^(+)&He^(+)双离子束以不同的辐照损伤剂量对钨进行辐照。通过原位TEM观察辐照损伤剂量对<100>和1/2<111>位错环的演化现象影响,并对其演化进行量化分析。结果表明,辐照损伤剂量的增加导致1/2<111>位错环生成与长大以及<100>位错环消失。Kr^(+)&He^(+)双离子束辐照下,<100>位错环的增殖与湮灭对钨的机械性能产生重大影响。本文深化了对钨的辐照损伤研究,为钨在聚变堆中的应用提供基础。 展开更多
关键词 面向等离子体材料 钨 双离子束辐照 原位TEM 位错环
在线阅读 下载PDF
低温富氧运行条件下铅铋回路中不溶性杂质来源分析研究
13
作者 刘梦佳 徐迟 +3 位作者 李煦 李文龙 禹春利 申凤阳 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第10期2262-2269,共8页
为了研究低温富氧条件下铅铋运行回路中不溶性杂质的来源,向加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)等铅铋反应堆的杂质净化提供数据,本研究在运行温度385℃、覆盖气体压力0.05 MPa、管道材料为316L不锈钢的条件下,完成了1000 h铅铋流动运行试验... 为了研究低温富氧条件下铅铋运行回路中不溶性杂质的来源,向加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)等铅铋反应堆的杂质净化提供数据,本研究在运行温度385℃、覆盖气体压力0.05 MPa、管道材料为316L不锈钢的条件下,完成了1000 h铅铋流动运行试验,获取了铅铋表层及设备表面的不溶性杂质。通过对杂质进行SEM、EDS以及化学分析,本研究获得了杂质的表面形态和成分等信息。分析结果表明:在低温富氧条件下,铅铋合金在回路内的不溶性杂质主要为铅和铋氧化物的混合物,LBE残余以及微量铁的氧化物,形状为不规则晶体,其尺寸约在1mm×1mm×1mm~3mm×1mm×1mm。由此分析其不溶性杂质来源主要为:堆内过量的氧在运行温度下与铅铋合金进行反应,生成了氧化物,杂质逐渐积累,部分漂浮在铅铋合金表面,部分沉积在泵轴表面。本研究成果为CiADS铅铋反应堆净化系统的设计提供了理论依据,同时为反应堆的安全运行积累了经验。 展开更多
关键词 低温 富氧 铅铋 杂质.
在线阅读 下载PDF
铁素体/马氏体钢在氧饱和LBE中的腐蚀和小样品拉伸行为
14
作者 李世江 龚翱翔 +4 位作者 孙璐 马雁 秦博 龙斌 佟振峰 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第1期142-150,共9页
铁素体/马氏体(F/M)钢有望作为结构材料应用于铅冷快堆。但是,其与铅铋共晶(LBE)合金的相容性成为必须克服的难题。为研究F/M钢在高温氧饱和LBE中的相容性,采用慢应变速率拉伸试验和腐蚀试验在不同温度的LBE中对HT9钢的拉伸和腐蚀行为... 铁素体/马氏体(F/M)钢有望作为结构材料应用于铅冷快堆。但是,其与铅铋共晶(LBE)合金的相容性成为必须克服的难题。为研究F/M钢在高温氧饱和LBE中的相容性,采用慢应变速率拉伸试验和腐蚀试验在不同温度的LBE中对HT9钢的拉伸和腐蚀行为进行研究。通过多尺度复合表征技术对拉伸断口和腐蚀后的形貌及微观结构进行观测和标定。结果发现:350℃时HT9钢的断后伸长率为11.6%,表现出对LBE的高度脆化敏感;当温度继续升高到450~550℃时,材料的断裂模式由脆性断裂转变为塑性断裂。350℃时HT9钢表面氧化层由外磁铁矿和内铬铁矿尖晶石双重氧化层构成;550℃时表面氧化层由外磁铁矿、内铬铁矿及富Cr的IOZ三重氧化层构成。在应力集中和塑性变形的影响下,疏松的外磁铁矿不具备有效的保护作用,甚至从基体剥落。 展开更多
关键词 铁素体/马氏体钢 HT9钢 铅铋共晶合金 液态金属脆化 液态金属腐蚀 温度 氧化层
在线阅读 下载PDF
不同Re含量Mo-Re合金级联碰撞模拟研究
15
作者 曹钰雯 豆艳坤 +2 位作者 王瑾 王东杰 贺新福 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S2期360-368,共9页
本文采用分子动力学方法开展了Mo-Re合金级联碰撞模拟研究,重点研究了不同Re含量以及PKA能量对其初始缺陷产生及演化的影响机理。相比Mo金属,Mo-7.7Re合金和Mo-27.2Re合金级联热峰状态下Frenkel缺陷对数量呈现增加趋势,稳定状态时Frenke... 本文采用分子动力学方法开展了Mo-Re合金级联碰撞模拟研究,重点研究了不同Re含量以及PKA能量对其初始缺陷产生及演化的影响机理。相比Mo金属,Mo-7.7Re合金和Mo-27.2Re合金级联热峰状态下Frenkel缺陷对数量呈现增加趋势,稳定状态时Frenkel缺陷对数量接近,这主要是由于Re原子的引入会延长热峰寿命和降低能量耗散能力,导致更多缺陷发生复合。级联碰撞后Mo-Re合金以间隙原子团簇为主,随着PKA能量的增加,缺陷团簇的数量和尺寸均出现增加趋势;纯Mo和Mo-Re合金中出现了1/2<111>间隙型位错环,且随着Re含量的增加,位错环的尺寸越大,可能源于引入高浓度Re原子提高了Mo-Re合金级联中心区域温度,促进了间隙原子和空位的迁移,导致形成了大尺寸位错环。本文研究为理解Mo-Re合金的辐照损伤机理提供了一定理论基础。 展开更多
关键词 分子动力学 Mo-Re合金 级联碰撞 辐照缺陷
在线阅读 下载PDF
辐照对Cr-Zr涂层包壳材料界面结合性能影响研究
16
作者 肖文霞 席航 +5 位作者 卢晨阳 雷鹏辉 王海东 张海生 王子怡 雷阳 《核动力工程》 北大核心 2025年第S1期113-122,共10页
为研究辐照对Cr-Zr涂层界面结合性能的影响,本文开展了Cr-Zr涂层包壳材料在1 、5 、20dpa下的常温Kr离子辐照试验,通过纳米压痕测试技术和透射电子显微镜表征技术对不同离子辐照剂量的Cr-Zr涂层材料进行显微硬度和微观组织研究。结果表... 为研究辐照对Cr-Zr涂层界面结合性能的影响,本文开展了Cr-Zr涂层包壳材料在1 、5 、20dpa下的常温Kr离子辐照试验,通过纳米压痕测试技术和透射电子显微镜表征技术对不同离子辐照剂量的Cr-Zr涂层材料进行显微硬度和微观组织研究。结果表明,随着辐照剂量的增大,基体、界面以及涂层的硬度均增大,材料发生了辐照硬化现象;辐照样品中涂层-基体界面处存在大量Kr离子辐照引入的Kr气泡,Kr泡浓度随着辐照剂量的增大而增大,最终使得Cr-Zr涂层界面结合强度随着辐照剂量的增大而下降。 展开更多
关键词 Cr-Zr涂层 离子辐照 界面结合性能 微观组织
原文传递
SiC_(f)/SiC钎焊连接微观组织及力学性能研究
17
作者 张宝亮 张宏强 +2 位作者 涂蒙河 张瑜 郭伟 《核技术》 北大核心 2025年第5期177-185,共9页
连续碳化硅纤维增强碳化硅复合材料(SiC_(f)/SiC)可应用于核反应堆包壳管、控制棒套筒、中间热交换器、管道等,其高可靠连接对核能安全至关重要。本文采用活性钎焊的方法连接SiC_(f)/SiC,通过分析不同温度钎焊接头微观组织、界面物相和... 连续碳化硅纤维增强碳化硅复合材料(SiC_(f)/SiC)可应用于核反应堆包壳管、控制棒套筒、中间热交换器、管道等,其高可靠连接对核能安全至关重要。本文采用活性钎焊的方法连接SiC_(f)/SiC,通过分析不同温度钎焊接头微观组织、界面物相和力学性能,旨在获得高强度的连接性能。结果显示:AgCuTi钎料可以实现SiC_(f)/SiC稳定连接,并且对SiC_(f)/SiC表面打磨处理有利于提高接头的剪切强度。随着钎焊温度增加,Ti与Si和C的反应更加剧烈,当钎焊温度达到890℃时,Ti_(5)Si_(3)脆性相逐渐扩散且弥散分布于焊缝,强化相TiC成为反应层主要组元,有效改善微观组织并提升钎焊接头强度。 展开更多
关键词 SiC_(f)/SiC 钎焊 界面层 剪切强度
原文传递
Ce-Nd合金与不锈钢相互作用实验研究
18
作者 阮章顺 张瑞莹 +3 位作者 王宇回 涂蒙河 付晓刚 龙斌 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期159-164,共6页
对于一体化快堆采用的金属燃料,燃料包壳化学相互作用是限制其燃耗深度的关键因素,其中以Ce、Nd等为代表的裂变产物元素可能与包壳材料形成低熔点共晶,造成包壳失效。本研究采用自行设计的扩散偶装置开展了Ce-Nd合金与不锈钢、12Cr铁马... 对于一体化快堆采用的金属燃料,燃料包壳化学相互作用是限制其燃耗深度的关键因素,其中以Ce、Nd等为代表的裂变产物元素可能与包壳材料形成低熔点共晶,造成包壳失效。本研究采用自行设计的扩散偶装置开展了Ce-Nd合金与不锈钢、12Cr铁马钢和电镀Cr涂层材料在液态钠环境中的相互作用实验,对Ce、Ni元素与304基体中的Fe、Ni、Cr以及涂层Cr元素之间的相互扩散进行了研究,以了解燃料包壳化学相互作用的形态,并初步测试了防护涂层的作用。结果表明:电镀Cr涂层在550℃时可将Ce、Nd元素扩散层深度降低一半,但由于涂层存在缺陷,在650℃时无明显防护效果。 展开更多
关键词 金属燃料 燃料包壳化学相互作用 液态钠 扩散
在线阅读 下载PDF
包壳破损对燃料包壳化学相互作用层和裂变产物行为的影响研究
19
作者 宋武林 庞慧梅 +2 位作者 程焕林 季松涛 王华才 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第5期1105-1113,共9页
了解完整和破损燃料棒不同的燃料包层化学相互作用(FCCI)层和裂变产物分布特征,对于预测压水堆(PWR)燃料棒在服役期间和服役后的性能以及设计乏燃料后处理工艺等至关重要。本文通过屏蔽型电子探针显微分析(EPMA)技术,对来自商用压水堆... 了解完整和破损燃料棒不同的燃料包层化学相互作用(FCCI)层和裂变产物分布特征,对于预测压水堆(PWR)燃料棒在服役期间和服役后的性能以及设计乏燃料后处理工艺等至关重要。本文通过屏蔽型电子探针显微分析(EPMA)技术,对来自商用压水堆核电站的燃耗为45 GW·d/tU的完整燃料棒和燃耗为41 GW·d/tU的破损燃料棒的FCCI层进行了系统的分析。实验结果显示,完整燃料棒的FCCI层成分均匀,主要由ZrO_(2−x)组成。而破损燃料棒FCCI层存在明显的分层现象,高温蒸汽的进入促使ZrO_(2−x)层和UO_(2)芯块之间形成了(U,Zr)O_(2−x)层以及U、Zr元素过渡层。两种燃料棒在裂变产物元素分布上也有所不同,完整棒中Mo、Ru和Pd等元素主要存在于芯块和FCCI层反冲范围内,而破损棒中Mo元素在整个FCCI层中均有所分布,表明包壳失效造成的更高氧含量和更大温度梯度能够显著促进裂变产物Mo元素从芯块向外的迁移。 展开更多
关键词 压水堆 燃料棒 FCCI层 电子探针
在线阅读 下载PDF
49-2游泳池式反应堆池底铝材点蚀速率实验评估
20
作者 郑家成 马若群 +5 位作者 陈晓亮 张飞 蔡光博 杨笑 麻雪逸 肖调兵 《核动力工程》 北大核心 2025年第4期137-143,共7页
49-2游泳池式反应堆池底和池壁材料为纯铝,为掌握池底点缺陷的实际状态和变化情况,确保反应堆的安全稳定运行,本工作根据池底结构、池内介质、池壁材料等信息,模拟池底点缺陷腐蚀环境,开展了极端工况下池底铝材腐蚀速率测量实验研究。... 49-2游泳池式反应堆池底和池壁材料为纯铝,为掌握池底点缺陷的实际状态和变化情况,确保反应堆的安全稳定运行,本工作根据池底结构、池内介质、池壁材料等信息,模拟池底点缺陷腐蚀环境,开展了极端工况下池底铝材腐蚀速率测量实验研究。本实验给出了点缺陷处铝材最大腐蚀速率为0.0326 mm/a,为反应堆池底的完整性评估提供了技术数据。 展开更多
关键词 49-2游泳池式反应堆 铝材 点缺陷 腐蚀速率
原文传递
已选择0条
导出题录 引用分析
参考文献
引证文献
 统计分析
检索结果
已选文献
上一页 1 2 … 66 下一页 到第 页
使用帮助 返回顶部