组织纳米化对锆合金耐腐蚀性能的影响

随着对锆合金核材料使用性能要求的提高,对其耐腐蚀性能也提出了更高的要求.总结了常用包壳锆合金材料的耐腐蚀性能及其耐腐蚀性能的影响规律与作用机制,纳米材料的结构特征、腐蚀性能,以及影响其腐蚀性能的可能因素和影响机制,对锆合金纳米化后的耐腐蚀性影响因素进行了探讨.     

锆合金包壳在典型高温空气中热氧化膜特性的初步研究

在锆合金包壳表面形成的氧化锆陶瓷层的厚度及致密性是影响其抗磨损性能的主要因素。为此，研究了Zr-Sn、Zr-Nb和Zr-Sn-Nb 3种不同成分锆合金在560,600℃典型高温空气中热氧化时氧化锆陶瓷层厚度及致密性随时间的变化规律，探讨了试验表征时间内不同成分锆合金包壳在空气中热氧化时可形成的致密氧化锆陶瓷层的最大厚度。结果表明，试验时间内典型温度下Zr-Nb锆合金包壳的氧化锆陶瓷层厚度增长速率最大，Zr-Sn-Nb锆合金包壳的次之，Zr-Sn锆合金包壳的最小；同种成分锆合金包壳在600℃中的氧化锆陶瓷层厚度增长速率大约是560℃的2倍；在600℃中Zr-Sn和Zr-Sn-Nb锆合金包壳的氧化锆陶瓷层厚度分别在4～5μm、9～10μm时已出现较明显的裂纹，而Zr-Nb锆合金包壳的氧化锆陶瓷层厚度在达到12μm时致密性仍较好，无明显裂纹。     

典型事故容错轻水堆燃料包壳候选材料SiCf/SiC复合材料和Mo合金的研究进展

轻水堆是当前核电站应用最为广泛的堆型,其包壳材料均为锆合金。然而,福岛严重核事故的突发,使锆合金包壳的安全性受到质疑,事故容错燃料及其包壳候选材料被提上研究议程。本文综述了轻水堆用SiC_f/SiC复合材料和Mo合金包壳候选材料的研究进展,以及它们在轻水堆工况下的性能评估,指出实际工程应用所面临的挑战。最后展望了SiC_f/SiC复合材料和Mo合金在核燃料包壳中的应用前景。     

累积退火参数对SZA-4合金管材耐腐蚀性能的影响

目前有关累积退火参数对大型先进压水堆用锆合金SZA-4耐腐蚀性能影响的研究还不系统。通过改变管材加工过程中管坯的热处理温度和成品退火制度(再结晶退火、去应力退火),制备了4组累积退火参数不同的SZA-4合金包壳管,在Li OH水溶液和400℃蒸汽中进行了高压釜腐蚀试验,研究了累积退火参数对管材耐腐蚀性能的影响规律。结果表明:累积退火参数对SZA-4合金包壳管的耐腐蚀性能影响不显著;成品退火温度是影响SZA-4合金耐腐蚀性能的主要因素;再结晶态包壳管的耐腐蚀性能比去应力态的好。     

锆合金中的氢化物相及氢化物取向

作为核反应堆的燃料包壳,锆合金在水侧腐蚀的同时还因吸氢而产生氢化物,从而导致基体脆化和氢致延迟开裂等问题。本文综述了锆合金中的氢化物相和氢化物取向。重点讨论了γ相和δ相与锆及锆合金的晶体学取向关系,分析了织构、加工Q值、应力和退火温度对氢化物取向的影响,以及氢化物取向对锆合金力学性能的影响。同时概括了目前研究中存在的氢化物取向机理不明确、氢化物应力再取向机理存在争议等问题,指出了影响锆合金中氢化物取向的因素、氢化物与锆基体的晶体学取向关系、氢化物应力再取向机理等研究尚需进一步完善,此外,对于国产新型高性能锆合金氢化物的研究也有待深入开展。     

容错事故燃料包壳用FeCrAl合金的研究进展EI北大核心CSCD

福岛事故后,人们迫切需要开发相应的燃料包壳材料以忍受严重事故发生时的极端工况,从而提高核电站的事故承受能力。尽管FeCrAl合金的宏观中子吸收截面要远远高于锆合金,但其在严重事故下良好的耐腐蚀性、优越的高温力学性能及抗辐照损伤能力,使其被列为事故容错燃料包壳的候选材料之一。然而,现有FeCrAl合金难以满足核电站用材料的要求,因此需对其进行优化,以获得更佳的性能。本文系统总结了近年来关于优化后FeCrAl合金的腐蚀行为、力学性能、辐照后的微观结构及力学性能变化、焊接性及加工性等方面的研究进展,分析了FeCrAl合金的高温腐蚀机理以及引起FeCrAl合金微观结构及力学性能变化的主要原因,提出了FeCrAl合金在高温腐蚀、焊接性以及加工性等过程中存在的主要问题以及未来的研究方向。     

轻水反应堆(LWR)用包壳材料研究进展

轻水反应堆(LWR)是国际上多数核电站采用的堆型。锆具有良好的加工性能,优良的机械性能,较高的熔点、优异的耐蚀性能及核性能,被用作燃料包壳和堆芯结构材料,是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料。随着核电技术的发展,对堆芯包壳材料性能提出了更高的要求,综述了核用锆合金包壳材料的国内外研究和使用现状以及新型SiC包壳材料的研发现状。总体来说,锆合金在未来几十年内仍是核反应堆包壳材料的主要用材,开展新合金的研发,不断提升锆合金的性能是世界各国研究者共同的目标;适时加大投入力度,强化条件建设,就能加快具有国内自主知识产权锆合金的产业化步伐,可最终实现核电及核动力用锆合金材料的自主化;SiC材料具有更高的熔点、更好的耐腐蚀性能,是一种极具应用潜力的材料,有可能成为第4代核反应堆的包壳材料,但还需投入大量研究。     

轻水反应堆（LWR）用包壳材料研究进展

轻水反应堆（LWR）是国际上多数核电站采用的堆型。锆具有良好的加工性能,优良的机械性能,较高的熔点、优异的耐蚀性能及核性能,被用作燃料包壳和堆芯结构材料,是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料。随着核电技术的发展,对堆芯包壳材料性能提出了更高的要求,综述了核用锆合金包壳材料的国内外研究和使用现状以及新型SiC包壳材料的研发现状。总体来说,锆合金在未来几十年内仍是核反应堆包壳材料的主要用材,开展新合金的研发,不断提升锆合金的性能是世界各国研究者共同的目标;适时加大投入力度,强化条件建设,就能加快具有国内自主知识产权锆合金的产业化步伐,可最终实现核电及核动力用锆合金材料的自主化;SiC材料具有更高的熔点、更好的耐腐蚀性能,是一种极具应用潜力的材料,有可能成为第4代核反应堆的包壳材料,但还需投入大量研究。     

锆材在核电站的应用及前景

锆合金因其优良的核性能和适宜的机械性能,在核电反应堆中作为包壳材料和结构材料得到了广泛应用.介绍了锆合金包壳管材在核电站中所起的重要作用,具体用途、用量,以及我国锆合金材料的研制和生产现状.指出随着我国核电事业的发展,对锆合金材料的需求仅更换的包壳管到2010年将达到120t,我国应加速核电用锆合金材料的国产化进程,这样才能自主地发展我国的核电事业.     

核工业用高性能锆合金的研究

介绍了国外开发与研究锆合金的现状,着重概述了我国高性能锆合金的研究结果.我国在跟踪国际锆合金发展的同时,不但通过对锆-4合金耐腐蚀性能的改进研究,研制出了具有工艺代表性的改进型锆-4合金包壳材料,而且开发了2种新型锆合金.新型锆合金的堆外性能研究结果表明,其抗疖状耐腐蚀性能、抗吸氢性能大大优于锆-4合金,其他性能好于锆-4合金或与锆-4合金相当,新锆合金的综合性能明显优于锆-4合金.     

Estimation of Parameters of Universal Distribution of Moments of Failure of Products

A method is proposed for estimating the parameters of a mixture of exponential and Weibull distributions for which the accuracy of preliminary estimates obtained by graphical analysis is refined in accordance with the criterion of maximum likelihood. The efficiency of the proposed method is supported by the results of statistical modeling.     

Analysis of the rate of propagation of the wave of change of boiling modes

An approximate analytical expression is derived for the velocity of the front of the wave of change of boiling modes on a rod and on a plate. The impact of the Thomson effect and of the heater orientation in the gravity field is included. Adequate agreement is demonstrated between the derived relations and experimental data.     

可燃气体检测报警器测量结果的不确定度评定

本文详细介绍了可燃气体检测报警器示值误差测量结果的不确定度评定方法。     

水三相点复现的不确定度评定

水三相点是开尔文热力学温度的唯一基准点，也是ITS-90国际温标重要的定义固定点。因此，水三相点不确定度分析对整个温标的建立、温度量值传递起着至关重要的作用。近3年来，中国计量科学研究院研制出一系列高质量的水三相点容器，加强了水三相点的研究，为不确定度的分析提供了更为可靠的实验依据。同时，不确定度的分析也是客观评价新研制容器性能的一个重要指标。因此，根据实验结果对新研制容器所复现的水三相点进行了不确定度评定。评定结果表明，其扩展不确定度为0．16mK(k=2．69，P=0．99)。     

心电图机电压测量示值误差测量值的不确定度评定

本文介绍了心电图机电压测量示值误差测量值的不确定度评定与表示方法。     

Evaluation of optical properties of highly scattering media by moments of distributions of times of flight of photons

A novel method for the determination of the optical properties of tissue from time-domain measurements is presented. The data analysis is based on the evaluation of the first moment and the second centralized moment, i.e., the mean time of flight and the variance of the measured distribution of times of flight (DTOF) of photons injected by short (picosecond) laser pulses. Analytical expressions are derived for calculation of absorption and of reduced scattering coefficients from these moments by application of diffusion theory for infinite and semi-infinite homogeneous media. The proposed method was tested on experimental data obtained with phantoms, and results for absorption and reduced scattering coefficients obtained by the proposed method are compared with those obtained by fitting of the same data with analytical solutions of the diffusion equation. Furthermore, the accuracy of the moment analysis was investigated for a range of integration limits of the DTOF. The moment analysis may serve as a comparatively fast method for evaluating optical properties with sufficient accuracy and can be used, e.g., for on-line monitoring of optical properties of biological tissue.     

卧式金属罐容量的测量结果不确定度

本文根据多年的实践检定经验 ,参照JJF1 0 59- 1 999《测量不确定度评定与表示》以及《测量不确定度表达 1 0讲》 ,对卧式金属罐容量的测量结果不确定度进行了评定。