摘要：核能也称原子能,是原子核结构发生变化时释放出来的巨大能量,包括裂变能和聚变能两种主要形式。核能装备长期在强腐蚀、强辐射、高温、高流速等极端环境下运行,多因素耦合损伤极易导致关键部件服役性能的急剧退化直至失效,一旦部件性能失效将可能引起灾难性事故。例如,2011年日本福岛核事故中,反应堆堆芯中的锆合金包壳与高温水蒸气剧烈反应,最终造成堆芯熔化和氢气爆炸,对社会和环境造成了巨大的负面影响。此后,满足更高安全裕量的核材料和技术提升成为研究热点。国内外的学者、企业围着核能装备对安全运营的更高要求,在新材料体系、涂层技术和表面改性技术开展了持续的研究和开发,取得了一系列重要成果。

摘要：在中国核动力研究设计院四所里,一位背之年依旧秉承初心的老人,仍然不定期地回到这里,与年轻科研人员聊聊工作,帮他们答疑解惑。她就是国际核材料领域知名的“女中豪杰”戴受惠,她是我国第一代核潜艇核燃料研制主创者之一。

摘要：在核材料衡算核查过程中,核材料偷盗者拥有核材料的时间和其被揭露的可能性是两个相互矛盾的因素,对此两因素进行优化可以得到核材料核查的最佳时刻。另一方面可以运用数理统计的方法,观察数据是否具有随机性和是否遵从正态分布来判断初始数据的真伪。

摘要：科学家发现了一种包覆核材料的新方法,能够尽量减少使用高浓缩铀。在运行中的核反应堆内部,环境是极端的,因为反应堆组件暴露在强烈辐射、超高热量以及化学反应冷却剂的组合中。这就是为什么,为了安全地运行反应堆,科学家需要用能够承受这些条件的材料来设计核反应堆组件。阿贡国家实验室的科学家取得了一项关键发现。

摘要：采用计算机有限元仿真技术,设计了特定质量比例的炸药与核材料复合结构,建立了爆炸计算模型,分析了不同工况下铀壳的平均吸收能量及动态响应过程,并开展了容器安全性分析。计算表明,非接触爆炸不利于铀能量吸收,其吸收能量小于接触爆炸,且随着药壳质量比减小平均吸收能量迅速减少,并证明选定容器在爆炸过程中未发生明显结构变化。有关分析结果,将作为下一步开展有限区域内核材料复合结构装置爆炸模拟试验的技术依据,以指导后续试验工作。

摘要：20世纪最伟大的科技成就之一就是人类开创了和平利用核能的时代，从更长远的观点看，人类的生存和发展只能依赖核聚变能的开发和利用。自20世纪50年代以后，大批核电机组接连兴建和运行并入电网，使它造福人类，在全球范围内，至今核电已占总发电量的16％，有的国家已经达到20％，40％甚至75％，核电已经成为现代能源的一个重要组成部分。核电的安全性、可靠性和经济性与先进的设计、可靠的制造、精心的施工和严格的管理运行密不可分，但是这一切又都基于先进材料的优良性能上，因而，核材料和核燃料就成为核电工程中关键的技术之一。中国工程院院士周邦新多年来长期从事核燃料及核反应堆用关键材料的研究，是我国核材料和核燃料元件领域的科学家和学术带头人之一。

摘要：【欧洲核学会《核新闻网》1992年8月3日报道】法国核材料总公司(Cogema)有史以来第一次在法国电视上向全国观众作宣传广告,这是为积极争取公众承认而开展的一项重要活动的核心。该公司将为这项活动花费4000万美元,并认为这对其今后的发展更好地为公众所了解,是“必不可少的”。这项活动的电视宣传部分于6月29日开始,将开展到10月底。

摘要：为进一步完善国家核材料监管体系,夯实中国核安保事业发展基础,同时,也为国际社会防范核恐怖主义和“一带一路”中核能领域国际合作提供有效的中国核安保方案,开展核安保相关理论的研究和实践探索。通过分析核安保本质目标和核心关注点,提出建立国家层面和核设施层面的核安保防线的架构,并具体说明架构内容。结果表明:国家核安保工作应该确保国家监管范围内的核材料在其全生命周期内均处于受控和受保护的条件下。国家层面的核安保工作应从源头、过程、后果3个管控阶段加强对核材料的安全监管。核设施层面的核安保工作是国家核材料安全监管工作实施层面的具体管控手段,其核心目的应该是防范核恐怖主义威胁。

摘要：采用GB43 3 4 7 84和法国RCC MMC1 3 1 0对国产两种堆焊材料进行了点腐蚀、晶间腐蚀试验 ,在模拟压水堆核电站介质 (温度 3 45℃ ,80 0mg/LB ,2mg/LLi)条件下 ,研究了堆焊材料的应力腐蚀和均匀腐蚀性能。试验结果表明 :在高温含B水中 ,U型试样试验 5 0 0 0h后无应力腐蚀破裂 ,静态月平均腐蚀速率小于 2mg/dm2 。两种堆焊材料均具有优良的耐腐蚀性。

摘要：积极发展核电是保持我国能源安全的重大战略.核材料在高温、辐照和化学腐蚀环境下的力学性能及其退化决定着关键核结构和核设备的性能及寿命,进而决定了整个反应堆及核电厂的经济性与安全性.由于尚未完全掌握核材料和核结构在复杂环境下的力学行为特性,目前仍难以定量地回答涉及反应堆设计、建造、运行、维护以及退役等阶段的诸多问题.为对其中的关键力学问题进行梳理,本文首先从原理上介绍了辐照效应,然后以主流的压水堆为研究对象,按承受辐照作用和化学作用从强到弱的顺序,依次介绍核燃料、反应堆堆内构件以及反应堆安全壳等关键核结构在设计和性能分析方面的研究现状以及面临的挑战.为便于应用和参考,对燃料材料的本构模型、结构材料的应力腐蚀模型、流固耦合问题的数值求解方法以及核电设备强度评估准则等典型结果进行了归纳和总结.最后对压水堆实施全生命周期管理亟需突破的难题进行了总结.在数值模拟方面需要突破的瓶颈是核材料力学行为的多尺度模拟方法,在实验研究方面需要突破的瓶颈是新型、高效的辐照实验技术.