中国核动力院
- 作品数：152 被引量：266H指数：10
- 相关作者：王树安邓辉张舸李国云杨彬更多>>
- 相关机构：西南交通大学重庆大学四川大学更多>>
- 发文基金：国家自然科学基金国家重点实验室开放基金重庆市应用基础研究项目更多>>
- 相关领域：核科学技术金属学及工艺经济管理一般工业技术更多>>
- 碳化硼中硼同位素丰度的质谱测量
- 了通过对涂样技术、升温程序、氧同位素干扰等问题的研究与改进,达到了对固态B4C 样品进行热电离质谱测量的技术要求,该方法简化了样品化学前处理流程,缩短了测量时间,测量结果满足工程应用要求.
- 杨彬邓辉梁帮宏张舸
- 关键词：碳化硼质谱测量
- 国外超临界轻水反应堆研究
- 超临界水冷却反应堆(SCLWR-H)系统是一种高温高压的水冷反应堆,它可以在高于水的热力学临界点的工况下运行(374℃,22.1MPa)。超临界的水冷却剂可以使系统的热效率比目前的轻水反应堆高出大约三分之一,同时也可以简...
- 刘松涛
- 关键词：超临界GIF
- 文献传递
- 高温对Zr-4合金低循环行为的影响被引量：13
- 2004年
- 对Zr-4合金开展了常温与400℃高温下的低周疲劳试验研究,获得了两种温度下材料的单调R-O(Ramberg-Osgood)本构模型和M-C(Manson-Coffin)寿命估算模型。基于这些模型,研究了材料的循环硬化与软化特性,研究了静强度、循环强度、寿命的温度因子对Zr-4合金静强度、循环强度和低周疲劳寿命规律的影响效应;根据温度对寿命的影响因子与总应变幅呈线形规律的重要发现,修正了用于高温低周疲劳寿命估算的模型,进而总结出较现行方法更简便的高温疲劳试验方法。还研究了恒幅应变下幅值应力的温度效应。
- 蔡力勋范宣华李聪邱绍宇
- 关键词：ZR-4合金高温低周疲劳高温疲劳常温静强度
- 反应堆控制棒材料Ag-In-Cd的热物理性能测量被引量：5
- 2004年
- 采用示差法、示差扫描量热法、超声共振法和激光脉冲法,分别测量了Ag-15wt%In-5wt%Cd合金在300℃以下的热膨胀系数、比热容、杨氏模量、热扩散率和热导率。测量结果表明:在20～300℃温度范围内,随着温度的升高,合金的线热膨胀系数增加,20～300℃合金的平均线热膨胀系数为23.2610-6℃-1;300℃以下,合金的比热容随温度变化不大,其平均比热容为0.2583J/g℃;合金的杨氏模量随温度的升高而下降,热扩散率和热导率随温度升高而升高,300℃时合金的杨氏模量、热扩散率和热导率分别为66.2GPa、0.30810-4m2/s和0.836 W/m℃。
- 薛淑娟陈勇邱绍宇
- 关键词：热物理性能
- 汽-液两相流激波研究被引量：2
- 2007年
- 汽-液两相流激波是汽水引射式增压换热器增压的主要原因,然而鲜见相关研究。本文通过建立数学模型分析计算,对汽-液两相流动的正激波进行了研究,并与理想气体激波进行比较分析。在两相激波后汽相接近完全凝结,激波前马赫数与空泡率对激波有较大影响。与理想气体激波比较发现,两相流激波前后压力和马赫数的变化趋势与理想气体激波是一致的。可用能分析证明,激波过程是一个不可逆过程,激波后的熵增加,可用能减少,遵守热力学第二定律。
- 赵良举王飞高虹唐经文袁悦祥
- 关键词：汽-液两相流激波热力学分析
- 反应堆压力容器主螺栓拉伸装置设计及有限元分析被引量：2
- 2017年
- 反应堆压力容器主螺栓拉伸装置是反应堆开扣盖的重要、关键设备。根据压力容器及主螺栓结构特点,分析了主螺栓拉伸装置设计要求。结合现场操作工艺流程、总结实施经验,对主螺栓拉伸装置进行了结构设计,包括拉伸机、旋转支架以及控制系统等,最后对拉伸机关键部件进行了有限元分析。
- 文小军隆涛丁然袁和川杨建
- 关键词：拉伸机控制系统有限元
- 钛合金与不锈钢的相变超塑性扩散焊工艺被引量：15
- 2006年
- 用相变超塑性扩散焊法实现了钛合金TA17与不锈钢0Cr18N i9Ti之间的连接。研究了工艺参数对接头强度的影响,得到试验条件下钛合金与不锈钢焊接的优化工艺参数为循环上限温度890℃,循环下限温度800℃,循环次数10,焊接压力5 MPa,循环加热速度30℃/s。在优化的工艺条件下,接头强度达到307 MPa,而焊接时间仅为160 s。对拉伸断口进行了扫描电镜观察、能谱分析和X射线衍射分析,发现断裂沿FeTi和β-Ti层之间的某一个位置发生,FeTi金属间化合物层是接头的最薄弱环节。对接头进行了能谱分析,结合Fe-Cr-Ti三元相图发现,钛合金与不锈钢之间的反应区内依次形成了σ、Fe2Ti、FeTi和β-Ti层。
- 秦斌盛光敏黄家伟李聪
- 关键词：钛合金不锈钢相变扩散焊
- ACP100模块化小型堆研发进展被引量：22
- 2017年
- 为了应对雾霾天气、淡水缺乏、城市区域制冷和供热快速增加的严峻挑战,中国正在推行能源结构改革。作为继巴黎气候变化大会后的重要举措,考虑增加核能应用来明显改善中国的能源结构,有效提升空气质量。模块化小型堆是近些年国际上竞相研发的新一代反应堆,可成为安全稳定的分布式清洁能源。ACP100是中核集团从2004年起研发的一种模块化小型堆。本文介绍了ACP100设计原则、设计参数、技术特点、纵深防御安全设计,安全性和许可策略,试验和验证,应用目标,初步经济评价以及ACP100在中国的示范工程情况。
- 宋丹戎秦忠程慧平胡江李云屹
- 普贤堆退役放射性评价方法及主蒸汽管道室的中子能谱计算
- 2004年
- 介绍了日本普贤堆(Fugen)的概况和主要设计参数,以及该堆今后的技术发展趋势。根据该堆的退役现状,介绍日本的退役战略方针以及普贤堆采用的退役方法和今后的退役步骤,并采用MCNP程序对普贤核电厂主蒸汽管道内蒸汽17N(β,n)反应产生的相对中子通量和中子能谱进行计算,据此分析了主蒸汽密度、主蒸汽管道半径对中子能谱计算结果的影响。结果表明,改变电厂运行瞬态不会影响主蒸汽管道室的中子注量分布,而增大主蒸汽管道尺寸则能够有效地降低管道保温材料所受的中子照射,这一结果对今后电厂核设施的辐照影响分析以及放射性评价具有一定的意义。
- 沈瑾杨洪润
- 关键词：MCNP程序
- TiN颗粒增韧Si_3N_4复合材料氧化行为的研究被引量：12
- 2002年
- 在单一氮化硅(Si3N)陶瓷中加入TiN可改善其材料的脆性,但对复合材料的氧化性能有无影响尚不十分清楚。针对这一问题,本文对TiN颗粒增韧Si3N4复合材料氧化行为进行了研究。结果表明:试样在800～1000℃温度下氧化,符合抛物线规律,且氧化增重随TiN含量的增加而增加,当TiN质量分数为50%时,氧化增重急剧增加;在此温度范围内,含TiN质量分数为30%的试样其氧化激活能为145kJ/mol,较单一氮化硅容易氧化;氧化温度越高,氧化越严重,试样氧化后的强度损失率增大。
- 邹红邹从沛
- 关键词：TINSI3N4复合材料颗粒增韧氮化硅陶瓷氮化钛
