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搜索结果: 1-4 共查到核材料与工艺技术 辐照损伤相关记录4条 . 查询时间(0.156 秒)
反应堆核材料长期服役性能下降甚至失效,是关乎核安全的头等大事。材料中引入界面是降低辐照损伤的有效策略和方法,但不同类型的界面在结构和性质上具有相当大的区别,因此,不同类型界面对辐照产生缺陷的湮灭能力和效率理应不同,开展不同类型和结构的界面对消除辐照损伤影响规律的研究、找出决定界面消除缺陷的决定因素,对理解和掌握界面消除缺陷的物理机制具有重要的作用和意义,是从原子尺度上通过调整界面来设计和发展具有高...
2019年5月21日,由西安交通大学能源与动力工程学院和陕西省先进核能技术重点实验室主办的“核材料及辐照损伤研讨会”在西安交通大学顺利召开。此次研讨会邀请了国内外核领域专家做学术报告,包括美国密西根大学王鲁闽教授、高飞教授、宋淼博士,加拿大皇后大学姚仲文教授,中科院近代物理研究所王志光研究员,西北工业大学李晓强教授,西安交通大学恽迪教授、卢晨阳教授。来自西安交通大学、北京大学、西北工业大学、上海交...
中科院近代物理所先进核能材料研究室的研究人员与电子科技大学、密歇根大学及伦斯勒理工的合作者首次提出了新的针对核材料中辐照损伤研究的自适应加速分子动力学方法(Self-adaptive accelerated molecular dynamics)。相对于经典分子动力学方法,这种新方法首次将模拟辐照损伤缺陷演化的时间尺度从纳秒(ns)扩展到秒、分钟及小时,极大地提升了核材料辐照损伤模拟研究的效率,并...
0.1 MeV)的辐照场下工作。在整个寿期内,要经受注量达3×10~(23)n/cm~2的快中子辐照,相当于100~120 dpa。在超过空洞孕育期(~10~(22)n/cm~2)后,包壳材料出现严重的辐照肿胀(对316不锈钢,在快堆寿期末,肿胀量可达到10%),其肿胀按(φt)~n方式增加,其中φ为快中子注量,t为时间,n为大于1的指数。对快堆

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