期刊导航
期刊开放获取
上海教育软件发展有限公..
期刊文献
+
任意字段
题名或关键词
题名
关键词
文摘
作者
第一作者
机构
刊名
分类号
参考文献
作者简介
基金资助
栏目信息
任意字段
题名或关键词
题名
关键词
文摘
作者
第一作者
机构
刊名
分类号
参考文献
作者简介
基金资助
栏目信息
检索
高级检索
期刊导航
共找到
2
篇文章
<
1
>
每页显示
20
50
100
已选择
0
条
导出题录
引用分析
参考文献
引证文献
统计分析
检索结果
已选文献
显示方式：
文摘
详细
列表
相关度排序
被引量排序
时效性排序
Ni^(10+)离子辐照Ni-Mo-Cr合金微观结构演变和硬化的研究
1
作者
黄鹤飞
李健健
+4 位作者
雷冠虹
刘仁多
李德辉
黄庆
闫隆
《材料导报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第4期1-3,6,共4页
室温下对钍基熔盐堆(TMSR)中候选合金结构材料Ni-Mo-Cr合金进行了能量为132MeV的Ni 10+离子辐照研究,辐照剂量分别为1dpa、3dpa和9dpa。X射线衍射仪(XRD)分析显示离子辐照后Ni-Mo-Cr合金发生晶格畸变,维氏显微硬度的测量结果表明高剂量...
室温下对钍基熔盐堆(TMSR)中候选合金结构材料Ni-Mo-Cr合金进行了能量为132MeV的Ni 10+离子辐照研究,辐照剂量分别为1dpa、3dpa和9dpa。X射线衍射仪(XRD)分析显示离子辐照后Ni-Mo-Cr合金发生晶格畸变,维氏显微硬度的测量结果表明高剂量的离子辐照造成Ni-Mo-Cr合金的硬化,这主要归因于辐照导致材料内部形成大量缺陷。当辐照剂量为9dpa时,维氏硬度测试结果表明损伤的峰值出现的深度介于8.1~12.3μm之间,此结果与理论计算相吻合。
展开更多
关键词
Ni-Mo-Cr合金
Ni离子辐照
晶格畸变
硬化
在线阅读
下载PDF
职称材料
化学成分以及辐照条件对压力容器钢中子辐照损伤的影响
被引量：
5
2
作者
黄鹤飞
RADIGUET Bertrand
PAREIGE Philippe
《材料导报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2013年第23期106-112,共7页
在核电站反应堆中,压力容器作为压水堆的第二道安全屏障,在压水堆安全运行和防止核泄漏方面发挥着极为重要的作用。反应堆内的中子辐照会引起压力容器钢微观结构的变化,进而降低其力学性能,影响核反应堆的安全。总结了中子辐照下压力容...
在核电站反应堆中,压力容器作为压水堆的第二道安全屏障,在压水堆安全运行和防止核泄漏方面发挥着极为重要的作用。反应堆内的中子辐照会引起压力容器钢微观结构的变化,进而降低其力学性能,影响核反应堆的安全。总结了中子辐照下压力容器钢及其模型合金中形成的缺陷,并进一步综述了化学成分和中子辐照条件,包括铜、镍、磷、锰、硅和铬等元素,中子注量以及中子注量率等参数对压力容器钢中子辐照损伤的影响。
展开更多
关键词
压力容器钢缺陷
中子辐照损伤化学成分
中子注量
中子注量率
在线阅读
下载PDF
职称材料
题名
Ni^(10+)离子辐照Ni-Mo-Cr合金微观结构演变和硬化的研究
1
作者
黄鹤飞
李健健
雷冠虹
刘仁多
李德辉
黄庆
闫隆
机构
中国科学院上海应用物理研究所堆材料与工程技术部
出处
《材料导报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014年第4期1-3,6,共4页
基金
国家重点基础研究发展计划项目(2010CB832903)
文摘
室温下对钍基熔盐堆(TMSR)中候选合金结构材料Ni-Mo-Cr合金进行了能量为132MeV的Ni 10+离子辐照研究,辐照剂量分别为1dpa、3dpa和9dpa。X射线衍射仪(XRD)分析显示离子辐照后Ni-Mo-Cr合金发生晶格畸变,维氏显微硬度的测量结果表明高剂量的离子辐照造成Ni-Mo-Cr合金的硬化,这主要归因于辐照导致材料内部形成大量缺陷。当辐照剂量为9dpa时,维氏硬度测试结果表明损伤的峰值出现的深度介于8.1~12.3μm之间,此结果与理论计算相吻合。
关键词
Ni-Mo-Cr合金
Ni离子辐照
晶格畸变
硬化
Keywords
Ni-Mo-Cr alloy, Ni ion irradiation, lattice distortion, hardening
分类号
TL341 [核科学技术—核技术及应用]
在线阅读
下载PDF
职称材料
题名
化学成分以及辐照条件对压力容器钢中子辐照损伤的影响
被引量：
5
2
作者
黄鹤飞
RADIGUET Bertrand
PAREIGE Philippe
机构
中国科学院
上海
应用
物理
研究所
Group de Physique des Materiaux
出处
《材料导报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2013年第23期106-112,共7页
基金
国家重点基础研究发展计划项目(2010CB832903)
文摘
在核电站反应堆中,压力容器作为压水堆的第二道安全屏障,在压水堆安全运行和防止核泄漏方面发挥着极为重要的作用。反应堆内的中子辐照会引起压力容器钢微观结构的变化,进而降低其力学性能,影响核反应堆的安全。总结了中子辐照下压力容器钢及其模型合金中形成的缺陷,并进一步综述了化学成分和中子辐照条件,包括铜、镍、磷、锰、硅和铬等元素,中子注量以及中子注量率等参数对压力容器钢中子辐照损伤的影响。
关键词
压力容器钢缺陷
中子辐照损伤化学成分
中子注量
中子注量率
Keywords
reactor pressure vessel steel （RPVs）, defect, neutron irradiation damage, chemical compositions,neutron fluence, neutron flux
分类号
TL341 [核科学技术—核技术及应用]
在线阅读
下载PDF
职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
Ni^(10+)离子辐照Ni-Mo-Cr合金微观结构演变和硬化的研究
黄鹤飞
李健健
雷冠虹
刘仁多
李德辉
黄庆
闫隆
《材料导报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2014
0
在线阅读
下载PDF
职称材料
2
化学成分以及辐照条件对压力容器钢中子辐照损伤的影响
黄鹤飞
RADIGUET Bertrand
PAREIGE Philippe
《材料导报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2013
5
在线阅读
下载PDF
职称材料
已选择
0
条
导出题录
引用分析
参考文献
引证文献
统计分析
检索结果
已选文献
上一页
1
下一页
到第
页
确定
用户登录
登录
IP登录
使用帮助
返回顶部
