摘要：核电压水反应堆材料长期在高温、高压、强辐照等极端条件下工作，因此，核燃料性能优化、包壳等结构材料辐照损伤评估以及乏燃料再利用等关键问题与提升核电的安全性和经济性密切相关。

摘要：压水反应堆材料长期处于高温、高压、强辐照等极端条件下工作，因此材料性能的好坏直接关系到我国压水反应堆的安全可靠性、经济性和先进性。由于压水堆材料经历的物理过程复杂、耦合性强，现有的理论和实验手段研究难度较大。随着计算机技术的发展，通过科学数值计算来模拟现实相关过程和耦合特性，获得那些理论难以解析或者实验难以实现的数据，变得日益重要。

摘要：堆芯材料是超临界水冷却反应堆(SCWR)能否实现的重要制约因素之一,而与其工作环境最为相近的当属超临界火电站(SCU)锅炉用材。本文对比分析了SCWR堆芯材料与SCU锅炉用材的力学性能、使用温度、工作介质等要求,提出SCU锅炉用材T23、T91、T122、316、TP347H(FG)、Super304H可作为SCWR堆芯候选材料。

摘要：该回路有多个环形管系、布置紧凑、运行温度高。原设计未考虑支撑,因此“安全问题”比较突出。根据SDGJ6-78规定。利用PSDP程序,对此回路进行了一次、二次或一次加二次应力验算,改进了原设计,并对支撑作了合理布置。计算表明在给定条件下运行是安全的。

摘要：根据核动力工程发展的需要,开展了一系列新型材料的研制和应用性能研究。本文对近年来研制成功和正在研制的核动力工程用主要新材料进行了概述,并提出了今后新材料研制的主要方向。

摘要：ＨＲ－１型奥氏体不锈钢镀Ｃｒ＿２Ｏ＿３及ＴｉＮ膜复合材料的气相氢渗透研究刘兴钊，黄秋荣，杜家驹，李言荣（电子科技大学信息材料工程学院，核工业西南物理研究院，中科院固体物理研究所）关键词氢渗透，抗氢渗透涂层１引言在聚变堆及高温气冷反应堆的设计中，氢同位...

摘要：叙述了火焰原子吸收分光光度法（ＦＡＡＳ法）直接测定非水电解液中Ｓｎ、Ｆｅ和Ｃｒ离子浓度的方法。该法采用标准曲线法，直接吸喷样品溶液，并用与电解液介质成分相匹配的乙醇、正丁醇、高氯酸混合基体溶液配制标准液；Ｓｎ、Ｆｅ直接测定，Ｃｒ用标准加入法校准。当采用多点校准曲线时，Ｆｅ、Ｃｒ和Ｓｎ的相关系数分别为０．９９９３、０．９９９８和１．００００。同时，进行了４种合金成分间相互干扰及主要共存元素对被测元素的影响实验以及回收实验。经实验测得Ｓｎ、Ｆｅ、Ｃｒ的测量精密度分别为０．２８％、０．２３％和０．９３％。

摘要：应用高压釜、金相及电子显微镜等研究了不同加工工艺的Ｚｒ４包壳的疖状腐蚀行为。结果表明：改进工艺加工的管材比常规工艺加工的管材有更优良的抗疖状腐蚀性能；去应力试样比再结晶试样有较强的抗疖状腐蚀能力；影响Ｚｒ４合金抗腐蚀性能的主要因素是Ｆｅ和Ｃｒ合金元素在αＺｒ中的固溶含量，而不是第二相粒子的大小。

摘要：对Ｚｒ４／１Ｃｒ１８Ｎｉ９Ｔｉ异种金属爆炸焊结合层显微组织及机械性能进行了研究．用透射电镜观察的结果表明，爆炸焊结合层是由熔化和热扩散共同作用的冶金结合。

摘要：采用Ｘ射线衍射、金相和电子显微等方法对９４０℃轧制量６９％的Ｚｒ４合金板的织构进行了研究。结果表明，从试样表层到中间层形成了不同类型的织构，由基极主要取向轧面法向的织构逐渐转化为基极主要取向横向的织构，即ｆｎ值逐渐减小，ｆｔ值逐渐增大；试样中间层形成了集中的（１２１０）［１０１０］织构，ｆｔ＞０．４５。金相和电子显微镜观察表明，这种织构的变化是由轧制过程中试样沿其厚度方向的温度梯度造成的；由于适合的高温和有利的轧制应力，使得应力诱发马氏体相变过程导致了试样中间层（１２１０）［１０１０］织构的形成，这是高温轧制得到强ｆｔ织构的原因。