混合能源堆包层中子学初步概念设计 被引量：17

1

作者 师学明 彭先觉 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第4期5-7,20,共4页

提出了以天然铀或压水堆乏燃料的锆合金为燃料、轻水冷却、后处理铀钚不分离、具有良好防核扩散性能的能源堆概念。利用MCNP程序与ORIGENS程序相耦合的方法设计了包层中子学初步方案,给出了初步换料方案。能源堆对聚变堆芯参数的要求不... 提出了以天然铀或压水堆乏燃料的锆合金为燃料、轻水冷却、后处理铀钚不分离、具有良好防核扩散性能的能源堆概念。利用MCNP程序与ORIGENS程序相耦合的方法设计了包层中子学初步方案,给出了初步换料方案。能源堆对聚变堆芯参数的要求不高于国际热核聚变实验堆(ITER),可以实现利用^(238)U的目的。 展开更多

关键词 混合堆 铀锆合金 轻水 MCNP程序 ORIGENS程序

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ICP-AES法测定U-Zr合金中Zr 被引量：4

2

作者 胡秀芳 飞跃 +2 位作者 刘勇 王怀胜 沈岚 《分析试验室》 CAS CSCD 北大核心 2015年第8期962-964,共3页

建立了ICP-AES法直接测定U-Zr合金中Zr含量的分析方法。该方法用王水-氢氟酸溶解U-Zr合金切屑样,制成试样,用光谱仪直接测定U-Zr合金中Zr含量。取样量为25 mg时,Zr的测量范围为2.0%~20.0%,方法回收率在98%~102%之间,测量结果的相对标准... 建立了ICP-AES法直接测定U-Zr合金中Zr含量的分析方法。该方法用王水-氢氟酸溶解U-Zr合金切屑样,制成试样,用光谱仪直接测定U-Zr合金中Zr含量。取样量为25 mg时,Zr的测量范围为2.0%~20.0%,方法回收率在98%~102%之间,测量结果的相对标准偏差不大于2%。 展开更多

关键词 u-zr合金 zr含量 ICP-AES

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EDXRF法测定U-Zr合金中Zr含量

3

作者 赵建龙 王雯 +2 位作者 高戈 余春荣 吴伦强 《稀有金属材料与工程》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期278-281,共4页

为满足大量U-Zr合金常规分析的需求,研究了用能量色散X射线荧光光谱(EDXRF)法测定U-Zr合金中Zr的含量。切屑样品经溶解、转移、烘干等操作后,制备出薄层样品,用于EDXRF测量。与传统方法相比,本方法简便、快速、准确,适用于Zr含量在6%~1... 为满足大量U-Zr合金常规分析的需求,研究了用能量色散X射线荧光光谱(EDXRF)法测定U-Zr合金中Zr的含量。切屑样品经溶解、转移、烘干等操作后,制备出薄层样品,用于EDXRF测量。与传统方法相比,本方法简便、快速、准确,适用于Zr含量在6%~18%(质量分数,下同)范围的U-Zr合金样品的Zr含量测定,测量结果的相对标准偏差(n=6)不大于1.0%,方法扩展不确定度(k=2)不大于3%。 展开更多

关键词 u-zr合金 能量色散X射线荧光光谱分析 zr含量

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U-Zr合金燃料与铅、铋及其合金静态相容性研究 被引量：2

4

作者 张翔 潘小强 +2 位作者 刘超红 杨静 曾强 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2019年第3期69-74,共6页

U-Zr合金燃料与液态铅、铋及其合金静态相容性是铅铋冷却反应堆燃料论证及设计的重要依据。试验选取600oC,保温1 000 h范围内,开展了U-Zr合金燃料与铅、铋及其合金静态相容性的研究。采用扫描电镜(Scanning Electronic Microscopy,SEM)... U-Zr合金燃料与液态铅、铋及其合金静态相容性是铅铋冷却反应堆燃料论证及设计的重要依据。试验选取600oC,保温1 000 h范围内,开展了U-Zr合金燃料与铅、铋及其合金静态相容性的研究。采用扫描电镜(Scanning Electronic Microscopy,SEM)及X射线衍射(X-ray Diffraction,XRD)分析了U-Zr合金燃料与铅铋等合金的界面反应情况,试验结果表明:U-Zr合金样品在铅铋合金的长时间(1 000 h)作用下,产生了不同程度的侵蚀现象,侵蚀程度可达到mm级。纯铋、纯铅、铅铋、铅锡、铅铋锡等均对U-Zr芯块有一定程度的侵蚀,其侵蚀程度排序约为Bi>Pb-Bi>Pb-Bi-Sn>Pb≈Pb-Sn。U-Zr芯块的腐蚀机理为溶解和共晶形成金属间化合物的综合过程,U和Pb、Bi分别能够形成金属间化合物UPb_3和UBi_2。U-Zr芯块的侵蚀程度取决于U和Zr在冷却剂成分中的固溶度和共晶反应速率。 展开更多

关键词 u-zr合金燃料 铅铋合金 相容性 扩散偶 腐蚀机理

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ICP-AES法测定铀铌锆合金中的铌和锆 被引量：10

5

作者 王翠萍 董世哲 +1 位作者 李琳 贺美英 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第z1期169-172,共4页

将铀铌锆合金试样用硝酸、过氧化氢和氢氟酸溶解,在JY-70Ⅱ改进型光电直读光谱仪上,用内标同步稀释法,快速、简便地测定了铀铌锆合金中的铌、锆含量。测量范围(质量分数)为:铌,1％～10％;锆,0.33％～3.33％。其相对标准偏差分别为:铌,优... 将铀铌锆合金试样用硝酸、过氧化氢和氢氟酸溶解,在JY-70Ⅱ改进型光电直读光谱仪上,用内标同步稀释法,快速、简便地测定了铀铌锆合金中的铌、锆含量。测量范围(质量分数)为:铌,1％～10％;锆,0.33％～3.33％。其相对标准偏差分别为:铌,优于3.2％;锆,优于2.5％。 展开更多

关键词 铀铌锆合金 电感耦合等离子体-原子发射光谱 铌 锆

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U-10Zr合金的电阻率、热导率和相变 被引量：3

6

作者 李永静 李文埮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1993年第5期446-450,共5页

用四端引线法测量了U-10Zr(即U_(O.77)Zr_(0.23))合金在300-1030 K温度范围的电阻,计算出了此温度范围的电阻率。由电阻率-温度曲线得到4个相变温度,分别为881、937、971和990 K。根据Wiedemann-Franz定律计算了各温度的热导率值,它在88... 用四端引线法测量了U-10Zr(即U_(O.77)Zr_(0.23))合金在300-1030 K温度范围的电阻,计算出了此温度范围的电阻率。由电阻率-温度曲线得到4个相变温度,分别为881、937、971和990 K。根据Wiedemann-Franz定律计算了各温度的热导率值,它在880 K以下和激光脉冲法得到的热导率值符合得很好。在880 K以上的值和Leibowitz等得到的U_(0.75)Zr_(0.25)的热导率值相一致。 展开更多

关键词 电阻率 热导率 相变 铀合金 锆

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铀-钚-锆燃料合金物性模型 被引量：1

7

作者 李文埮 谢国强 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1991年第5期66-72,共7页

文章用最小二乘法对数据的直接数学拟合或确定物理表式常数两种方法建立了铀-钚-锆燃料合金的物性模型,变量为组成和温度。物性包括密度、固相线(液相线)温度、热膨胀、比热容和热导率。在置信度为95%时,模型的不确定度分别为±0.5%... 文章用最小二乘法对数据的直接数学拟合或确定物理表式常数两种方法建立了铀-钚-锆燃料合金的物性模型,变量为组成和温度。物性包括密度、固相线(液相线)温度、热膨胀、比热容和热导率。在置信度为95%时,模型的不确定度分别为±0.5%,±5.7%,±5.5%,±5.0%和±9.7%。这些模型也适用于铀-锆合金。 展开更多

关键词 铀 钚 锆 合金 燃料 物性模型

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U-50Zr螺旋十字燃料热力耦合特性分析

8

作者 蔡孟珂 丛腾龙 顾汉洋 《哈尔滨工程大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第12期1772-1777,共6页

为了提升现有压水堆的功率水平和安全裕量,本文提出了一种基于U-50Zr合金材料的螺旋十字燃料。本文基于分子动力学原理,对带孔隙U-50Zr合金的杨氏模量和热导率进行了预测;并将该预测结果植入到有限元多物理场耦合模拟中,对U-50Zr合金材... 为了提升现有压水堆的功率水平和安全裕量,本文提出了一种基于U-50Zr合金材料的螺旋十字燃料。本文基于分子动力学原理,对带孔隙U-50Zr合金的杨氏模量和热导率进行了预测;并将该预测结果植入到有限元多物理场耦合模拟中,对U-50Zr合金材料下螺旋十字燃料的热力性能进行了分析。分子动力学仿真结果显示:孔隙效应会降低U-50Zr合金材料的杨氏模量和热导率;但由于U-50Zr合金的辐照肿胀率和螺旋十字燃料温度较低,故辐照导致的孔隙效应并不明显,因此,燃料的温度场在整个寿期内较稳定。此外,在自接触影响下,螺旋十字燃料在包壳翼尖区域出现较大的应力峰值,且最大应力为326.7 MPa,低于锆合金材料的断裂极限。U-50Zr的螺旋十字燃料拥有不错的抗辐照热力响应特性,具备一定的应用前景。 展开更多

关键词 u-50zr合金 螺旋十字燃料 分子动力学 杨氏模量 热导率 孔隙效应 热力响应 多物理场耦合

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U-10%Zr合金马氏体相研究

9

作者 谢国强 褚凤敏 +2 位作者 杨继廉 李文埮 张百生 《金属学报》 SCIE EI CAS CSCD 北大核心 1997年第8期785-790,共6页

本文对热处理条件下U－10％Zr合金马氏体相的形成和结构进行了研究．结果表明，合金试样在单相γ区和γ1+γ2混溶区水淬得到正交结构的马氏体α'相，而在β+γ2和α+γ2相区水淬可获得塑性较好的单斜结构的马氏体α"相；合金... 本文对热处理条件下U－10％Zr合金马氏体相的形成和结构进行了研究．结果表明，合金试样在单相γ区和γ1+γ2混溶区水淬得到正交结构的马氏体α'相，而在β+γ2和α+γ2相区水淬可获得塑性较好的单斜结构的马氏体α"相；合金硬度防不同马氏体相的形成而变化.随着合金中马氏体相的出现，晶格参数a略有诂小，而b明显增大． 展开更多

关键词 马氏体 相结构 铀锆合金

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用电解精炼法回收和纯化铀和钚的研究Ⅰ．铀－锆合金芯块的直接溶解 被引量：3

10

作者 叶玉星 高源 《核化学与放射化学》 CSCD 北大核心 1994年第4期230-234,共5页

采用直接溶解法，研究了时间、温度、搅拌与否及芯块表面积等参数对铀－锆合金在液态镉中的溶解影响。实验结果表明，在４００℃和５００℃、搅拌速度约为１５０ｒ／ｍｉｎ时，铀在液态镉中的溶解度分别为０．４ｇ和２．２ｇ；初始０．... 采用直接溶解法，研究了时间、温度、搅拌与否及芯块表面积等参数对铀－锆合金在液态镉中的溶解影响。实验结果表明，在４００℃和５００℃、搅拌速度约为１５０ｒ／ｍｉｎ时，铀在液态镉中的溶解度分别为０．４ｇ和２．２ｇ；初始０．５ｈ时，铀溶解速度分别为０．３２ｇ／ｃｍ￣２·ｈ和０．０５ｇ／ｃｍ￣２·ｈ。Ｕ－１０Ｚｒ合金芯块在液态镉中（液态镉与Ｕ－１０Ｚｒ芯块质量比约为７）直接溶解的合适条件为：溶解温度约４８０℃，搅拌速度约１５０ｒ／ｍｉｎ，溶解时间约４ｈ。 展开更多

关键词 电解精炼法 回收 纯化 铀 钚

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淬火U_(0.77)Zr_(0.23)合金组织结构研究

11

作者 谢国强 杨继廉 +3 位作者 褚凤敏 郑剑平 张百生 李文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1997年第2期140-146,共7页

采用金相显微镜、电子显微分析仪、中子衍射仪等分析了淬火Ｕ０．７７Ｚｒ０．２３合金的微观组织、相组成和相结构，观测到了经不同热处理制度获得的微观形貌和晶体结构各异的马氏体相。建立了合金硬度随不同热处理所形成的α相中Ｚｒ... 采用金相显微镜、电子显微分析仪、中子衍射仪等分析了淬火Ｕ０．７７Ｚｒ０．２３合金的微观组织、相组成和相结构，观测到了经不同热处理制度获得的微观形貌和晶体结构各异的马氏体相。建立了合金硬度随不同热处理所形成的α相中Ｚｒ含量的变化关系；肯定了由β＋γ２区和α＋γ２区水淬获得的α″相。 展开更多

关键词 微观组织 马氏体结构 反应堆 合金 燃料

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