S.H. Song
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金属学报(英文版)
Embrittlement of a 2.25Cr1Mo steel stemming from neutron irradiation at 270oC is studied by virtue of small punch testing in conjunction with scanning electron microscopy. The ductile-brittle transition temperature determined by the small punch test is much lower than that determined by the standard Charpy test. There is some irradiation-induced embrittlement effect after the steel is irradiated for 46 days with a neutron dose rate of 1.05?0-8 dpa/s.
关键词:
Irradiation
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脆性
,
偏聚
,
低合金钢
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压力容器
周湘文
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唐亚平
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卢振明
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张杰
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刘兵
新型炭材料
doi:10.1016/S1872-5805(17)60116-1
自1942年首次在CP-1反应堆中使用以来,核石墨因其优异的综合性能,在核反应堆特别高温气冷堆中被广泛使用.作为第四代候选堆型之一,高温气冷堆主要包括球床堆和柱状堆两种堆型.在两种堆型中,石墨主要用作慢化剂、燃料元件基体材料及堆内结构材料.在反应堆运行中,中子辐照使得石墨的相关性能下降甚至可能失效.原材料及成型方式对于石墨的结构、性能及其在辐照中的表现起到决定性的作用.辐照中石墨微观结构及尺寸的变化是其宏观热力学性能变化的内在原因,辐照温度及剂量对于石墨的结构及性能变化起决定性作用.本文介绍了高温气冷堆中核石墨的性能要求及核石墨的生产流程,阐述了不同温度及辐照条件下石墨热力学性能及微观结构的变化规律,并对当前国内外核石墨的研究现状及未来核石墨的长期发展如焦炭的稳定供应和石墨的回收进行讨论.本文可为有志于研发用于未来我国商业化的高温气冷堆中的核石墨的生产厂家提供参考.
关键词:
核石墨
,
高温气冷堆
,
辐照
,
微观结构
,
物理、力学及热学性能
