检索结果-南通市图书馆

ATF用颗粒增强FeCrAl包壳材料的研究进展

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核动力工程 2020年第6期41卷 80-84页

作者：万海毅王辉查五生安旭光孔清泉陈秀丽西华大学材料科学与工程学院成都610039 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 成都大学机械工程学院成都610106

日本福岛核电站事故的发生,使锆合金作为核燃料包壳材料的安全性受到了质疑,世界各国竞相提出研制事故容错燃料(ATF)。FeCrAl合金凭借其优异的抗高温蒸汽腐蚀性能成为了先进ATF包壳材料研发的重点之一。本文主要从成分设计、制备方法、... 详细信息

日本福岛核电站事故的发生,使锆合金作为核燃料包壳材料的安全性受到了质疑,世界各国竞相提出研制事故容错燃料(ATF)。FeCrAl合金凭借其优异的抗高温蒸汽腐蚀性能成为了先进ATF包壳材料研发的重点之一。本文主要从成分设计、制备方法、增强颗粒的选择等方面概述了用于ATF的颗粒增强FeCrAl包壳材料的研究进展,指出了颗粒增强FeCrAl包壳材料存在的问题。

关键词： FeCrAl合金颗粒增强 ATF 包壳材料

超临界水冷堆包壳材料用C-276合金的热拉伸行为研究

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塑性工程学报 2018年第6期25卷 168-173页

作者：高佩程晓农陈正宗李冬升罗锐刘瑜江苏大学材料科学与工程学院江苏镇江212013 江苏银环精密钢管有限公司江苏宜兴214200 钢铁研究总院特殊钢研究所北京100081

采用G1eeble-3500热模拟试验机,利用金相显微镜、扫描电子显微镜等手段,研究了不同温度对C-276合金热拉伸行为的影响。结果表明:该合金在1050~1250℃具有良好的塑性,断面收缩率均大于70%,且在1200℃时最大;在950-1250℃热拉伸试样断口... 详细信息

采用G1eeble-3500热模拟试验机,利用金相显微镜、扫描电子显微镜等手段,研究了不同温度对C-276合金热拉伸行为的影响。结果表明:该合金在1050~1250℃具有良好的塑性,断面收缩率均大于70%,且在1200℃时最大;在950-1250℃热拉伸试样断口处均有颈缩现象,为沿原始晶界开裂,且韧窝随温度的上升而增多、变深,塑性越来越好,当温度超过1200℃时断口韧窝数量开始缓慢减少,塑性缓慢下降;随着温度的上升,合金的动态再结晶百分比增大,且再结晶晶粒开始缓慢增粗,在1150-1250℃时发生完全动态再结晶。对于C-276合金,当应变速率为1s^-1时,最佳的热加工温度范围为1150~1250℃。

关键词：超临界水冷堆包壳材料 C-276合金热塑性动态再结晶

面向液态金属冷却堆的高性能包壳材料研究进展

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材料导报 2023年第S2期37卷 312-319页

作者：柯艺璇杨文黄晨白冰中国原子能科学研究院北京102413

包壳是核燃料与冷却剂之间最直接的隔离屏障,面临着高温、高压、腐蚀及辐照等一系列考验,是反应堆的第一道安全屏障,起到防止核燃料外泄的重要作用。因此,包壳材料的选择直接决定了燃料组件的服役安全性、稳定性和经济性。当前第四代核... 详细信息

包壳是核燃料与冷却剂之间最直接的隔离屏障,面临着高温、高压、腐蚀及辐照等一系列考验,是反应堆的第一道安全屏障,起到防止核燃料外泄的重要作用。因此,包壳材料的选择直接决定了燃料组件的服役安全性、稳定性和经济性。当前第四代核能系统中最具发展前景的液态金属冷却堆(如钠冷快堆、铅冷快堆等),其候选包壳材料主要围绕奥氏体不锈钢、铁素体/马氏体不锈钢、ODS合金以及难熔合金开展研究,重点关注材料在极端环境(高温、辐照)下的力学性能以及液态金属相容性等。本文主要对几类重点候选包壳材料进行调研,总结目前材料的优缺点及发展方向。目前包壳材料研究聚焦辐照、高温力学和腐蚀耦合的作用场景,但获得兼顾多性能优化的新材料仍极具难度和挑战。材料基因工程目标在于通过“高通量材料计算、高通量材料实验以及大数据和人工智能”技术加快材料“发现-研发-生产-应用”全过程,缩短材料研发周期,因此希望借鉴材料基因工程的理念,利用材料数据库结合机器学习的方法,加速设计多目标优化的高性能包壳材料,以满足第四代核能系统的设计要求,推进其快速发展应用。

关键词：液态金属冷却堆包壳材料奥氏体不锈钢铁素体/马氏体不锈钢 ODS合金难熔合金材料基因工程

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法国压水堆燃料元件新一代包壳材料的发展

核动力工程 2000年第3期21卷 278-284页

作者：赵文金中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室成都610041

概述了法国对核电站燃料元件包壳材料锆合金的开发与研究现状 ,着重介绍了所开发的新锆合金(M2、M3、M4、M5合金)在堆内外的性能。其中M4和M5合金包壳在燃料棒燃耗达到55GW·d·t -1的辐照考验结果表明 ,它们在堆内的腐蚀、蠕变和辐照... 详细信息

概述了法国对核电站燃料元件包壳材料锆合金的开发与研究现状 ,着重介绍了所开发的新锆合金(M2、M3、M4、M5合金)在堆内外的性能。其中M4和M5合金包壳在燃料棒燃耗达到55GW·d·t -1的辐照考验结果表明 ,它们在堆内的腐蚀、蠕变和辐照伸长等性能优于改进型Zr 4合金包壳。尤其是M5包壳具有更好的堆内性能 ,目前正在经受第6个循环的考验(63GW·d·t -1)。已获得的数据表明 ,M5合金能适应高燃耗(>65GW·d·t-1)

关键词：法国压水堆燃料元件包壳材料锆合金

国产快堆包壳材料CW316(Ti)SS高温强度下降的微观机理分析

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核科学与工程 2009年第2期29卷 108-117页

作者：黄晨王晓荣谢光善周桂芳中国原子能科学研究院北京102413 北京科技大学北京100083

冷加工316(Ti)不锈钢CW 316(Ti)SS是我国首选的快堆包壳材料,国产材料的常规力学性能与国外数据相当,但高温蠕变和高温持久强度数据却较低。本项研究主要是通过观察、比较国产快堆包壳材料和俄罗斯快堆包壳材料在高温下微观结构的变化情... 详细信息

冷加工316(Ti)不锈钢CW 316(Ti)SS是我国首选的快堆包壳材料,国产材料的常规力学性能与国外数据相当,但高温蠕变和高温持久强度数据却较低。本项研究主要是通过观察、比较国产快堆包壳材料和俄罗斯快堆包壳材料在高温下微观结构的变化情况,并结合对国产材料高温持久断裂试验样品的断口形貌观察结果,分析得出:国产材料长时高温力学性能下降的主要原因是沿晶界的σ相析出。

关键词：快堆包壳材料高温持久强度微观结构

实验快堆发展计划中包壳材料轻离子辐照损伤探讨

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原子能科学技术 1991年第5期25卷 80-84页

作者：陈伊轫郁金南杨启法中国原子能科学研究院

一、开展快堆包壳材料轻离子辐照工作的意义快堆堆芯材料(包括包壳材料和组件材料广泛采用316不锈钢)处在高的工作温度(>500℃)及高注量快中子(E>0.1 MeV)的辐照场下工作。在整个寿期内,要经受注量达3×10^(23)n/cm^2的快中子辐照,相当... 详细信息

一、开展快堆包壳材料轻离子辐照工作的意义快堆堆芯材料(包括包壳材料和组件材料广泛采用316不锈钢)处在高的工作温度(>500℃)及高注量快中子(E>0.1 MeV)的辐照场下工作。在整个寿期内,要经受注量达3×10^(23)n/cm^2的快中子辐照,相当于100～120 dpa。在超过空洞孕育期(～10^(22)n/cm^2)后,包壳材料出现严重的辐照肿胀(对316不锈钢,在快堆寿期末,肿胀量可达到10%),其肿胀按(φt)~n方式增加,其中φ为快中子注量,t为时间,n为大于1的指数。

关键词：包壳材料轻离子辐照损伤肿胀

LOCA条件下包壳材料感应和电阻加热温升行为的对比研究

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包装工程 2020年第9期41卷 91-99页

作者：姚亮程仁山吴璐张伟梅瑞斌潘虎成中国核动力研究设计院第一研究所成都610041 东北大学材料科学与工程学院沈阳110819 东北大学材料各向异性与织构教育部重点实验室沈阳110819

目的使有限元模拟技术成为一种切实有效的研究方法,进而为高性能反应堆包壳材料的设计以及可能发生的LOCA(Loss of Coolant Accident)事故下的应急措施等提供理论依据。方法基于COMSOL软件模拟分析典型锆合金核材料在LOCA条件下分别经... 详细信息

目的使有限元模拟技术成为一种切实有效的研究方法,进而为高性能反应堆包壳材料的设计以及可能发生的LOCA(Loss of Coolant Accident)事故下的应急措施等提供理论依据。方法基于COMSOL软件模拟分析典型锆合金核材料在LOCA条件下分别经感应加热和电阻加热后的温升行为。结果感应加热条件下,锆材的体积内最高温度、体积平均温度与表面中心点温度的差值随着温度上升逐渐增大,在1200℃瞬时温度下,温度差值最高,约为41℃。电阻加热条件下,锆材的体积内最高温度、体积内中心温度与表面中心点温度在加热的整个阶段近乎重合,最大差值约为3℃;锆材的体积平均温度、表面平均温度与表面中心点温度的差值出现负值,最大差值约为30℃。结论电阻加热和感应加热虽均适用于堆外研究反应堆失水事故下包壳材料所面临的超高温度及超快升温速率的工况模拟,但限于实际工况下电阻加热速率的滞后性,推荐使用感应加热进行后续的模拟研究工作。相关结果可为高性能反应堆包壳材料的设计提供必要的理论依据。

关键词： LOCA 包壳材料感应加热电阻加热温升行为

放射性同位素电池用铱合金包壳材料的研究进展

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贵金属 2019年第4期40卷 78-84页

作者：谢勇刘毅张健康罗锡明王春琴李强张国全昆明贵金属研究所贵研铂业股份有限公司稀贵金属综合利用新技术国家重点实验室

放射性同位素电池(RTG)对包壳材料的高温抗氧化性能有特别的要求,百瓦级以下的包壳材料可以使用Pt-30Rh合金,百瓦级以上的包壳材料需使用工作温度更高的铱合金。本文对铱合金包壳材料中掺杂钨、钍和铝等元素对金相组织结构、高温耐腐蚀... 详细信息

放射性同位素电池(RTG)对包壳材料的高温抗氧化性能有特别的要求,百瓦级以下的包壳材料可以使用Pt-30Rh合金,百瓦级以上的包壳材料需使用工作温度更高的铱合金。本文对铱合金包壳材料中掺杂钨、钍和铝等元素对金相组织结构、高温耐腐蚀性能和加工性能的影响,概述了高频感应熔炼、电子束熔炼和真空电弧熔炼等加工工艺的发展。

关键词：放射性同位素电池(RTG) 包壳材料铱合金掺杂机制加工工艺

新型轻水反应堆包壳材料FeCrAl合金的研究进展

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热加工工艺 2018年第6期47卷 23-26,30页

作者：陶小康黄重国郭青苗靳舜尧北京科技大学机械工程学院北京100083 北京普惠三航科技有限公司北京102402

FeCrAl合金作为现有锆基合金轻水反应堆燃料包壳材料的候选替代材料,具有良好的抗氧化性、辐射容忍度、抗长时间的液体腐蚀、与典型的UO2燃料的兼容性以及不会严重影响整个核反应堆运作的最优的中子行为（包括次要合金添加剂）。综述了... 详细信息

FeCrAl合金作为现有锆基合金轻水反应堆燃料包壳材料的候选替代材料,具有良好的抗氧化性、辐射容忍度、抗长时间的液体腐蚀、与典型的UO2燃料的兼容性以及不会严重影响整个核反应堆运作的最优的中子行为（包括次要合金添加剂）。综述了新型轻水反应堆包壳材料FeCrAl合金材料的特性、应用、性能影响因素以及优化处理的方法。最后,指出了FeCrAl合金在轻水反应堆包壳材料方面的发展方向。

关键词：包壳材料轻水反应堆 FeCrAl合金