期刊,原子能科学技术 2024年卷8期_国家学术搜索

期刊信息/Journal information

原子能科学技术

主　　编：万钢

出版周期：月刊

国际刊号：1000-6931

电子邮箱：yzk@ciae.ac.cn

电　　话：010-69358024

邮政编码：102413

地　　址：北京市275-65信箱

原子能科学技术/Journal Atomic Energy Science and TechnologyCSCD北大核心CSTPCDEI

查看更多>>本刊由中国原子能科学研究院主办，1959年创刊，国内外公开发行，全国性学术与技术兼顾的原子能类核心期刊，先后被美国工程信息公司《EI Compendex》数据库、美国化学文摘《CA》、日本《科学技术文献速报》、《中国科学引文数据库》、《中国学术期刊（光盘版）》、《方正Apabi电子期刊》、《中国科技期刊数据库》、《CEPS中文电子期刊服务》等收录，并已入网“万方数据——数字化期刊群”。主要刊登核科学技术方面具有创造性的科技成果，旨在促进核科学与技术方面的交流、核技术与其它科学技术间的交叉渗透，推动核科技在国民经济方面的应用。

正式出版

收录年代

我国研究堆运行许可证延续的关键技术问题和工程实践

初起宝马若群张锋朱庆福...

1605-1615页

查看更多>>摘要：生态环境部发布的第8号令《核动力厂、研究堆和核燃料循环设施安全许可程序规定》对我国研究堆运行许可证延续事项作了新的规定，与HAF001/03《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定》的要求相比，研究堆运行许可证延续技术路线和许可证申请流程均需作相应的变动。本文基于我国研究堆运行许可证延续相关法规要求，借鉴商业堆运行许可证延续安全论证实践，分析了高通量工程试验堆和游泳池式轻水反应堆运行许可证延续工程经验，总结了研究堆开展运行许可证延续安全论证的主要技术要求和关键技术问题，为我国研究堆后续开展运行许可证延续安全论证提供参考。

关键词：

研究堆运行许可证延续时限老化分析老化管理

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49-2游泳池式轻水反应堆池底点缺陷超声测量技术研究

杨笑张宇王硕吴东栋...

1616-1620页

查看更多>>摘要：为掌握49-2游泳池式轻水反应堆(简称49-2堆)堆水池铝质池底点缺陷的现状，以进一步为堆水池的服役性能评估提供数据支撑，确保反应堆的安全稳定运行，根据池底结构、池内介质、池壁材料等信息，研发了水浸超声测量系统，对池底点缺陷的分布情况进行了全面检查，实现了点缺陷深度的精确测量。该研究实现了首次对49-2堆池底点缺陷实际状态的远程水下无损检测，检测结论显示:与历史数据相比，池底点缺陷的分布和点坑深度测量数据基本一致，最大点坑深度为1。495 mm。研究结论为49-2堆池底材料的时限老化分析提供了重要数据支撑，研发的水下超声测量技术也可应用于同类型池式堆堆容器及乏燃料贮存池的老化管理工作以及服役寿命分析论证工作中。

关键词：

49-2堆超声检测点缺陷

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研究堆用铝合金辐照性能研究

曾珍杨笑房永刚蔡光博...

1621-1627页

查看更多>>摘要：铝合金由于其较好的力学性能和优良的抗中子辐照性能，常被选作研究堆关键部位的结构材料。随着研究堆运行寿命的增加，该结构材料经过高中子注量的辐照后，其力学性能是否能满足堆芯结构完整性要求值得关注，本文基于上述问题对铝合金的辐照性能开展研究，获取了研究堆辐照孔道及堆芯支撑结构材料(LT-21型铝合金)拉伸试验及冲击试验数据。

关键词：

研究堆铝合金辐照性能冲击试验

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热老化对铸造奥氏体不锈钢的环境疲劳寿命影响

王仪美肖青山陈银强刘廷光...

1628-1634页

查看更多>>摘要：铸造奥氏体不锈钢材料在一回路高温高压水环境下长期服役存在热老化和疲劳问题。本文对典型的核电厂主管道材料Z3CN20-09M开展400℃的加速热老化试验，利用透射电子显微镜分析热老化试样的结构，在高温空气和模拟一回路高温高压水环境下研究热老化后Z3CN20-09M的疲劳寿命变化规律，分析热老化时间对Z3CN20-09M疲劳寿命的影响。结果表明，Z3CN20-09M在热老化5 000 h后其(011)晶面上发生晶格畸变。随着热老化时间延长至5 000h，Z3CN20-09M在高温空气和模拟一回路高温高压水环境下的疲劳寿命下降，ASME疲劳设计曲线对于评价Z3CN20-09M热老化后的疲劳寿命仍具有足够的安全裕量。

关键词：

铸造奥氏体不锈钢热老化铁素体晶格畸变环境疲劳

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奥氏体不锈钢辐照脆化预测模型建立及验证

贾丽霞王东杰贺新福吴石...

1635-1645页

查看更多>>摘要：奥氏体不锈钢因具有较高的断裂韧性，是反应堆内重要的结构材料。在长期服役过程中，奥氏体不锈钢会遭受中子辐照引起微观结构变化，从而导致断裂韧性下降，影响其服役行为。在反应堆延寿时需考虑奥氏体不锈钢的辐照脆化行为，即断裂韧性降低行为。辐照后断裂韧性实验数据较少，而辐照后拉伸性能实验数据较多，根据断裂韧性与拉伸性能的关系，可以用辐照后拉伸性能数据实现对辐照后断裂韧性的行为预测。为预测奥氏体不锈钢辐照脆化性能，首先根据辐照硬化和辐照后微观结构信息关联模型，利用辐照后微观结构信息实现对辐照后拉伸屈服应力的预测;再根据辐照硬化和断裂韧性的关联模型，利用辐照前的均匀延伸率、屈服应力/流体应力和断裂韧性，结合拟合获得的辐照后流体应力、均匀延伸率，实现奥氏体不锈钢辐照后断裂韧性预测，即实现对奥氏体不锈钢辐照脆化的预测。通过以上步骤，可基于辐照后微观结构信息直接预测奥氏体不锈钢辐照后的断裂韧性。利用文献中获得的奥氏体不锈钢辐照后微观结构实验数据对辐照后断裂韧性进行预测，断裂韧性预测值与文献中报道的奥氏体不锈钢断裂韧性实验值基本吻合，验证了模型的有效性。研究表明，辐照后出现的位错环是引起奥氏体不锈钢辐照脆化的主要微观结构。未来可根据实验测得或模拟计算获得的辐照后微观结构信息，实现对奥氏体不锈钢辐照脆化的预测，为反应堆延寿提供理论指导。

关键词：

堆内构件奥氏体不锈钢断裂韧性辐照脆化预测模型

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核动力厂预埋金属储罐老化问题及处理策略研究

李仲勋吕云鹤马若群孙柳烨...

1646-1654页

查看更多>>摘要：核动力厂预埋金属储罐通常体积庞大，有些位于地下室或半埋藏于混凝土中，在使用寿期内难以或无法更换，其寿命与运行过程中的老化效应及机理直接相关。通过对国内外预埋金属储罐老化问题深入调查研究，本文明确了应力腐蚀开裂、点蚀和缝隙腐蚀是威胁储罐安全运行最主要的3种老化机理。针对以上3种老化机理，从外观形貌、影响因素、预防措施、检查方法等方面进行了分析研究。为保证核动力厂预埋金属储罐安全可靠运行，本文聚焦于6个关键维度进行分析:评估现状、识别影响因素、确定老化机理、收集指示性数据、评估潜在后果，以及制定有效的老化管理策略。基于分析结果，提出了包括老化效应的预防、检查、监测和趋势分析，以及剩余寿命预测方法在内的系统化的老化管理策略，为储罐的定期检查、维护以及必要时的更换提供了实际可行的操作指南，以确保核动力厂的安全运行并延长储罐的使用寿命。

关键词：

核电金属储罐老化效应及机理腐蚀策略

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水压试验在承压设备安全评价中的作用与利弊分析

王庆初起宝房永刚张福海...

1655-1661页

查看更多>>摘要：依据RSE-M标准实施在役检查的机组，投运后反应堆冷却剂系统约10年应进行1次系统水压试验，试验压力为反应堆压力容器设计压力的1。2倍。本文采用断裂力学方法分析了 1。2倍设计压力水压试验能检出的极限缺陷尺寸。分析结果表明，1。2倍设计压力定期水压试验对缺陷的高检验能力与设备载荷维持设计安全系数不可兼得。基于长期运行经验，在实施恰当无损检查前提下，RSE-M标准1。2倍设计压力定期水压试验在核安全一级设备承压能力定期评价中的作用极其有限，却降低了压力容器的运行安全系数，增加了设备疲劳损伤和裂纹扩展的风险。综合考虑定期水压试验实施的利弊，建议取消10年周期的1。2倍设计压力定期水压试验，以试验周期更短的密封试验取代。

关键词：

定期水压试验无损检查安全系数

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Fe33Ni33Cr合金中位错与位错环相互作用的分子动力学研究

龙开泓王东杰黄楚天贾丽霞...

1662-1670页

查看更多>>摘要：为了进一步完善FeNiCr合金辐照硬化理论，本文利用分子动力学方法研究了等比多主元固溶体Fe33Ni33Cr合金中1/2<110>{111}刃型位错与1/3[(1)11]弗兰克(Frank)位错环的相互作用机制及其影响因素。结果表明，在选取的3种典型温度(300、600、900 K)中，高温下位错环对位错运动的阻碍作用降低。其原因除了温度升高引起的原子热振动加剧促进位错运动外，还有300K和600K下位错与位错环相互作用导致Frank位错环间层错消失转变为完美环，进一步增加了位错环对位错的钉扎作用。此外，研究了位错环尺寸对位错滑移的影响效果。当位错环直径分别为2、4、6nm时，位错环尺寸的增大使得位错与位错环相互作用面积增加，最终导致位错环对位错运动阻碍能力增强。值得注意的是，在位错环尺寸为2 nm和4nm时，位错与位错环相互作用生成超割阶，新结构的产生增加了位错在基体中自由滑移时受到的阻力。

关键词：

多主元固溶体合金分子动力学刃型位错位错环

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模拟压水堆一回路环境下冷应变对321不锈钢高温电化学行为和应力腐蚀开裂行为的影响

李东兴曹晗高俊宣郑全...

1671-1678页

查看更多>>摘要：321不锈钢是常用的压水堆结构材料之一，在成型加工和服役期间易因各种因素发生冷应变，使其性能发生改变。本文在模拟压水堆一回路水化学环境中，测量了不同冷应变量321不锈钢的电化学阻抗谱，并用热应变样品作为对比;采用慢应变速率拉伸测试了冷应变试样应力腐蚀开裂性能。使用X射线衍射(XRD)、扫描电子显微镜(SEM)、能谱仪(EDS)对样品微观特征进行了分析。XRD分析表明，冷应变使基体发生了由奥氏体到马氏体的转变，而高温抑制了这一过程。随着应变程度的增大(至20％)，电荷转移电阻增大，膜电阻随马氏体含量的升高而降低。裂纹萌生实验结果表明，马氏体优先发生氧化腐蚀，保护了奥氏体基体，抑制了应力腐蚀裂纹萌生。

关键词：

压水堆321不锈钢冷应变高温电化学应力腐蚀开裂

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二次应力对含裂纹圆筒结构的裂纹驱动力计算的影响

王大胜金挺段远刚鲁治诚...

1679-1688页

查看更多>>摘要：对承受一次应力和二次应力作用下的含裂纹结构，由于一次应力与二次应力相互作用对裂尖材料塑性的影响不同，在进行弹塑性断裂力学分析时需对二次应力引起的裂纹驱动力进行修正。本文以工程常见的含内表面裂纹圆筒结构为对象，采用RSE-M、R6规范中的方法和有限元方法对二次应力引起的裂纹驱动力的修正系数V进行了分析计算，对系数V计算的影响因素以及系数V随各影响因素的变化规律进行了研究，并将不同方法计算的二次应力引起的裂纹驱动力的修正结果进行了对比分析。结果表明:一次应力、二次应力的大小和材料应变强化效应对系数V计算均有影响，并且各因素对系数V的影响存在相互作用而呈现复杂的规律;系数V随着一次应力和二次应力的增大而减小，展现出裂尖应力松弛现象;RSE-M和R6中提供的对二次应力引起的裂纹驱动力修正分析方法的特点不同，修正结果较有限元分析结果保守。

关键词：

二次应力裂纹驱动力弹塑性断裂力学圆筒结构

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