检索结果-南通市图书馆

Fe+Cr及Si含量对Zr-4合金耐腐蚀性能的影响

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

核动力工程 2024年第3期45卷 146-153页

作者：岳慧芳庞华高博高士鑫罗倩倩赵艳丽蒋有荣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 国核宝钛锆业股份公司陕西省核级锆材重点实验室陕西宝鸡721013

为了优化国产Zr-4合金的耐腐蚀性能,在420℃、10.3 MPa的高温高压水蒸气加速腐蚀条件下,研究了合金元素Fe+Cr以及杂质元素Si对国产Zr-4合金耐腐蚀性能的影响。结果表明:在美国材料实验学会(ASTM)规定的Fe+Cr含量范围内(0.28 wt%~0.37 wt... 详细信息

为了优化国产Zr-4合金的耐腐蚀性能,在420℃、10.3 MPa的高温高压水蒸气加速腐蚀条件下,研究了合金元素Fe+Cr以及杂质元素Si对国产Zr-4合金耐腐蚀性能的影响。结果表明:在美国材料实验学会(ASTM)规定的Fe+Cr含量范围内(0.28 wt%~0.37 wt%,wt%表示质量分数),Fe+Cr含量越高,析出的第二相数目越多、尺寸越大,越有利于材料耐腐蚀性能提升。在420℃水蒸气中腐蚀126 d后,当Fe+Cr含量从0.28 wt%增加到0.37 wt%时,Zr-4合金的腐蚀增重降低约30%。Zr-4合金在1100℃淬火时,当Si含量低至10 mg/kg时,形成粗大的平行板条结构;而增加Si含量到100 mg/kg后,析出的细小Zr_(3)Si为α相提供形核位置,使得组织中出现网篮结构和细小的平行板条结构。网篮结构能促使组织中第二相分布更均匀弥散,因此,高Si含量的Zr-4合金表现出更优良的耐腐蚀性能。

关键词： Zr-4合金 Fe+Cr含量 Si含量耐腐蚀性能

基于三参数威布尔分布的锆合金疲劳寿命高准确度预测模型构建方法

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

重庆大学学报 2024年

作者：胡述伟祁童百惠郭姗邱玺尹泓卜兰峋高士鑫辛勇中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室中航(成都)无人机系统股份有限公司

反应堆运行时，锆合金包壳会承载一定循环载荷，在设计过程中必须要考虑包壳材料的疲劳性能，防止疲劳失效。为了更准确地拟合和预测锆合金的疲劳性能，以2种不同热处理状态锆合金疲劳试验数据为数据基础，采用概率权重矩方法得到三参... 详细信息

反应堆运行时，锆合金包壳会承载一定循环载荷，在设计过程中必须要考虑包壳材料的疲劳性能，防止疲劳失效。为了更准确地拟合和预测锆合金的疲劳性能，以2种不同热处理状态锆合金疲劳试验数据为数据基础，采用概率权重矩方法得到三参数威布尔分布模型拟合得到可靠度-应力-寿命（R-S-N）曲线，并与基于传统Basquin模型的R-S-N曲线拟合结果进行对比验证，发现基于三参数威布尔分布的R-S-N曲线具备更高的拟合准确度，显著优于传统方法拟合结果，对锆合金疲劳性能分析与预测具有良好的适用性。

关键词：锆合金 S-N曲线威布尔分布疲劳性能寿命评估

在线全文

同方期刊数据库

学校读者我要写书评

暂无评论

新型核反应堆用氢化钇慢化材料关键性能概述

核科学与工程 2024年第3期44卷 513-520页

作者：段振刚高士鑫赵艳丽李垣明辛勇李权粟敏重庆大学能源与动力工程学院核工程与核技术系重庆400044 重庆大学低品位能源利用技术及系统教育部重点实验室重庆400044 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四川成都610213

由于各种功能灵活、安全高效的多用途反应堆技术的快速推进,以高温高压水为中子慢化材料的传统方案已不能满足新型反应堆对高温和结构紧凑的设计要求。金属氢化物,尤其是氢化锆和氢化钇,具有适用温度更高、体积更小、使堆芯布置更灵活... 详细信息

由于各种功能灵活、安全高效的多用途反应堆技术的快速推进,以高温高压水为中子慢化材料的传统方案已不能满足新型反应堆对高温和结构紧凑的设计要求。金属氢化物,尤其是氢化锆和氢化钇,具有适用温度更高、体积更小、使堆芯布置更灵活等优点。同时金属氢化物与纯水和液态氢气相比具有同等甚至更高的氢原子浓度,其慢化性能更优越。因此,成为高温慢化材料的重点研发对象。本文概述了氢化钇的关键性能,同时与氢化锆进行了简要对比。相比氢化锆,氢化钇具有高温稳定性好、导热性高、热膨胀率不存在相变和适用的温度更高的优点,可满足高温的堆芯设计要求,在新型紧凑型反应堆技术中表现出较大的应用潜力。

关键词：新型核反应堆慢化材料金属氢化物氢化钇氢化锆

Zr-4合金表面Cr涂层长期水腐蚀行为研究

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

中国核电 2024年第2期17卷 176-183页

作者：岳慧芳王彦峰庞华高士鑫耿娟娟中国核动力研究设计院四川成都610213 西北有色金属研究院陕西西安710016

采用等离子增强物理气相复合沉积技术在Zr-4合金包壳管材外表面制备Cr涂层,在360℃水中采用高温高压釜对Cr涂层Zr-4合金开展300天的长期耐腐蚀性能研究。研究结果表明:Cr涂层致密且与基体结合良好,涂层内无裂纹、孔洞等缺陷;经300天腐蚀... 详细信息

采用等离子增强物理气相复合沉积技术在Zr-4合金包壳管材外表面制备Cr涂层,在360℃水中采用高温高压釜对Cr涂层Zr-4合金开展300天的长期耐腐蚀性能研究。研究结果表明:Cr涂层致密且与基体结合良好,涂层内无裂纹、孔洞等缺陷;经300天腐蚀后,对比试样Zr-4表面生成约6μm氧化层,而Cr涂层管材表面生成的纳米级超薄Cr2O3钝化层可阻碍O原子向基体扩散,大幅度提升了锆合金包壳材料的耐腐蚀性能。同时,Cr在中性氧化性水质中将以HCrO4-离子的形式释放于水中,腐蚀300天后,Cr涂层厚度由原来的15μm减薄为6.2μm;半涂层Zr-4管材腐蚀300天后,涂层区与非涂层区界面处生成的ZrO2氧化层厚度约为6.1μm,与对比试样Zr-4管材生成的氧化层厚度相当,Cr和基体Zr-4之间不存在电化学加速腐蚀;Cr涂层试样的腐蚀吸氢约为对比试样Zr-4的1/2,Cr涂层包壳中氢化物的析出明显减少,有利于包壳性能提升。

关键词： Cr涂层 Zr-4燃料包壳管 360℃水腐蚀吸氢

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

Cr涂层包壳管开裂行为的研究进展

当代化工研究 2024年第12期 20-23页

作者：黄莫一杰高士鑫尹泓卜胡述伟张坤陈平中国核动力研究设计院四川610200 中南大学机电工程学院湖南410083

耐事故燃料相比于核电站传统的(UO_(2)/Zr)体系,可以有效地在核反应堆的正常工况中提升反应堆安全性,同时也能抵御更长时间的极限事故,由于其制造工艺成熟,经济效益较高,Cr涂层锆合金包壳在近期被认为是ATF在包壳管上部署的主流方案。... 详细信息

耐事故燃料相比于核电站传统的(UO_(2)/Zr)体系,可以有效地在核反应堆的正常工况中提升反应堆安全性,同时也能抵御更长时间的极限事故,由于其制造工艺成熟,经济效益较高,Cr涂层锆合金包壳在近期被认为是ATF在包壳管上部署的主流方案。但Cr涂层包壳管在服役工况下的开裂行为与失效机制却还未被深入地研究和分析,本文将以正常服役工况和典型事故工况为目标导向,收集总结国内外Cr涂层堆外性能试验的相关数据,就Cr涂层包壳的失效机制预防提出一些建议,以期为后续国内Cr涂层包壳性能优化设计提供一定的数据和理论支持。

关键词： ATF Cr涂层包壳管核能材料

基于层次分析法的核燃料包壳涂层制备可靠性评价及质量改进

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

中国设备工程 2024年第11期 230-232页

作者：胡述伟祁童百惠周明扬尹泓卜兰峋王昱高士鑫辛勇陈平中国核动力研究设计院核反应堆技术全国重点实验室四川成都610213 中航(成都)无人机系统股份有限公司四川成都611743 中国商飞上海飞机设计研究院上海210200

在前期工业化全尺寸设备试生产中,核燃料包壳涂层存在一次合格率低问题。本文采用层次分析法对核燃料包壳涂层进行了可靠性评价,通过判断矩阵的构建、权重计算以及一致性检验成功查找出导致涂层制备可靠性不足的主要影响因素,并针对这... 详细信息

在前期工业化全尺寸设备试生产中,核燃料包壳涂层存在一次合格率低问题。本文采用层次分析法对核燃料包壳涂层进行了可靠性评价,通过判断矩阵的构建、权重计算以及一致性检验成功查找出导致涂层制备可靠性不足的主要影响因素,并针对这些因素制定了优化方案与措施。经检验,实行优化措施后,核燃料包壳涂层制备一次合格率从原有的71%提升至90%,有效地改进了涂层的制备质量,增强了核燃料组件的服役可靠性。

关键词：核电站燃料组件层次分析法可靠性评价生产制造

维普期刊数据库博看期刊

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

UN燃料性能数值分析

核动力工程 2017年第6期38卷 185-188页

作者：涂腾李文杰李伟高士鑫陈平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

UN燃料具有高热导率和高铀密度等优点,有利于改善芯块传热能力和提高铀装量。基于目前国内外试验所获得的UN燃料物性数据和辐照行为模型,对FUPAC程序进行了二次开发,并对UN燃料应用于压水堆正常运行工况下的燃料性能进行分析。结果表明... 详细信息

UN燃料具有高热导率和高铀密度等优点,有利于改善芯块传热能力和提高铀装量。基于目前国内外试验所获得的UN燃料物性数据和辐照行为模型,对FUPAC程序进行了二次开发,并对UN燃料应用于压水堆正常运行工况下的燃料性能进行分析。结果表明:压水堆正常运行工况下,UN燃料在芯块温度、裂变气体释放、燃料棒内压、包壳应变等方面具备良好性能。

关键词： UN燃料耐事故燃料性能分析

Effect of grain size on gas bubble evolution in nuclear fuel:Phase-field investigations

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

Chinese Physics B 2024年第1期33卷 563-572页

作者：孙丹杨青峰赵家珺高士鑫辛勇周毅尹春雨陈平赵纪军王园园 Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory Nuclear Power Institute of ChinaChengdu 610213China Key Laboratory of Materials Modification by Laser Ionand Electron BeamsDalian University of TechnologyDalian 116024China

Numerous irradiation-induced gas bubbles are created in the nuclear fuel during irradiation, leading to the change of microstructure and the degradation of mechanical and thermal properties. The grain size of fuel is one of the important factors affecting bubble evolution. In current study, we first predict the thermodynamic behaviors of point defects as well as the interplay between vacancy and gas atom in both UO_(2) and U_(3)Si_(2) according to ab initio approach. Then, we establish the irradiation-induced bubble phase-field model to investigate the formation and evolution of intra-and inter-granular gas bubbles. The effects of fission rate and temperature on the evolutions of bubble morphologies in UO_(2) and U_(3)Si_(2) have been revealed. Especially, a comparison of porosities under different grain sizes is examined and analyzed. To understand the thermal conductivity as functions of grain size and porosity, the heat transfer capability of U_(3)Si_(2) is evaluated.

关键词： grain size point defects fission gas bubble

在线全文

学校读者我要写书评

暂无评论

SiC复合包壳堆内性能初步分析

核动力工程 2016年第1期37卷 148-151页

作者：李文杰高士鑫陈平焦拥军陈炳德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

采用SiC复合包壳作为燃料元件的包壳材料,可为压水堆带来诸多性能提升。为评估SiC复合包壳的堆内性能,基于FUPAC程序开发相应模型对SiC棒的温度、辐照变形、裂变气体释放及内压等进行初步分析。结果表明SiC棒能够满足堆芯设计安全准则。

关键词： SiC复合包壳制备工艺燃料性能分析