简介：本文依据ASME．BPV规范，对新材料批准的方针、新材料申请的力学性能及其他性能要求、新材料申请和批准的流程、认可的国家或机构要求及新材料批准的规范案例等方面要求进行了说明和论述，同时对我国材料制造业普遍关心的ASME-BPV规范的核电材料制造取证也进行了简要阐述。

简介：

简介：回顾了破前漏(LBB)的发展历史,并分析了LBB在中国的应用前景.分析了关于材料断裂韧性不同的表达方法和测量方法.根据不同国家的实践,分析了LBB对材料性能的要求.

简介：

简介：冲击韧性Cv值是核级设备材料的一项很重要的指标，也是核电材料与常规材料的重要差别之一。本文汇集了各安全等级的设备材料的C值要求，可供核电设备设计、评审时应用。

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简介：采用XAFS研究了不同方法制备的钛硅复合氧化物材料的钛K边结构，其结果表明，二氧化钛与二氧化硅复合后，钛原子配位数由原来的六配位降低到3—4配位，不同二氧化钛含量样品的径向结构函数及近边曲线都有不同，说明经过复合后二氧化钛结构发生改变，并且二氧化钛含量对复合材料的结构影响很大。

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简介：LiGaO2与GaN的晶格失配率只有0．2％，是一很有潜力的蓝光衬底材料。本文利用化学侵蚀、光学显微镜、透射电子显微镜对晶体中的缺陷进行了分析，研究了生长参数、原料化学配比对晶体质量的影响及其和晶体中缺陷形成的关系。TEM分析表明，由于原料近非化学计量比挥发致使组份偏离，容易产生γ－Ga2O3包裹物。包裹物和位错形成具有一定的相互促进作用。X射线貌相分析发现提拉法生长LiGaO2晶体中易于形成平行于（001）面的亚晶界，这可能和其沿[001]方向的极性有关。

简介：为选择适宜的核安全设备材料断裂韧性试验标准,文章对比分析了美国材料试验协会标准ASTME1820-15a和中国国家标准GB/T21143-2014的主要差异。总体上来说,两者在试验设备、试样尺寸以及试验步骤等方面相差不大,但在结果分析上有较大差异,ASTME1820-15a对结果有效性判定更有利。

简介：小角X射线散射（SAXS）是一种有效的、重要的亚微结构分析手段。本文介绍了SAXS的基本原理、实验方法和数据处理方法尤其是对于非理想两相体系的解析方法及其在溶胶－凝胶法制备多孔材料研究中的应用。

简介：由于秤重在核材料衡算中的大量应用，如何求取秤重的随机误差方差与秤量的系统误差方差是解决核材料闭合衡算的一个重要方面。本文循序渐进讲述如何求取这两类误差的方法及步骤，以期对核材料衡算工作有一定的借鉴。

简介：目前我国民用核材料安全监管尚没有国家法律的规定,现行有效的核材料管制行政法规是国务院颁布的核材料管制条例.本研究主要从我国核材料管制法规体系的现状、核安全监管独立性在民用核材料管制中的具体体现以及加强核与辐射安全监管独立性等方面进行了深入调研.调研结果表明,在我国民用核材料管制体系中,存在现有核材料许可证颁发没有结合核材料利用过程中的职业和公众的辐射安全、核燃料循环设施的行业主管具有民用核材料安全监管的职能、核材料安全监管职能部门之间存在一定的重复现象等问题.研究也给出了加强核安全监管独立性的必要性,并提出了实施独立性安全监管需要政府部门做出统筹计划和有效实施的建议.

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简介：堆内构件是核电厂反应堆冷却剂系统的主要设备。某制造厂在堆內构件制造过程中出现批量原材料PT漏检事件,造成大量人力和物力的浪费,影响到现场的工程进度。漏检事件反映出制造厂质量保证体系的缺陷,事件相关方应该加强质量管理和过程控制、做好经验反馈工作,提高我国的设备国产化水平,推动我国核电的平稳发展。

简介：本文论述了EJ/T1054—1997《核材料实物保护导则》修订过程中,对主要内容的修订考虑,涉及标准叙述架构、技术指标和具体条文内容的更新及补充。

简介：新一代专用设备中,作为其关键的结构材料7A60铝合金的使用温度可能会提高到T1,为了研究升高温度对铝合金材料寿命的影响,开展了T2(T2>T1)温度下铝合金材料的持久强度试验,蠕变试验以及断裂机理的分析研究,得出以下结论:(1)T2温度下铝合金材料10年的持久强度为σ1T20年(99%)=(1.58±0.17)σ0MPa;(2)在温度为T2,总变形量为1.5%时,7A60铝合金材料10年时的蠕变极限为:σ1T2.5%(10年)=1.51σ0MPa;(3)随着使用温度从T0升高到T2,铝合金材料10年时的持久强度和蠕变极限分别降低了18%和12.2%,降到1.41σ0和1.51σ0;(4)在温度为T2,不同应力水平下,铝合金材料的断裂机理相同,均在断口中部呈现台阶状的裂纹扩展区域。

简介：高活度废放射源整备装置要求清晰可见和屏蔽性能良好的观察系统。通过对ZnBr2水溶液的可视性能、对电离辐照的屏蔽效果和耐辐照性能的研究，结果表明将ZnBr2溶液用在高活度废放射源整备装置观察系统中是安全可行的。

简介：对于除核电厂以外的其他核设施,国际原子能机构的技术文件中推荐使用一组适用于不同场地情况的标准设计反应谱。通过研究分析其特点,并将GB50011-2010规范中推荐的设计反应谱与其他核设施反应谱相对比,为核设施设计中适当选择设计反应谱提供参考。