小型铅基堆材料腐蚀研究新进展
近日，中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所姜志忠课题组在小型铅基堆材料腐蚀行为与机理研究方面取得新进展。相关研究成果发表在Corrosion Science上。 小型核反应堆具有功率稳定、安全可靠、结构紧凑等优点，在海洋动力、区域供电、海水淡化等领域颇具应用前景。以液态铅铋合金作为主冷却剂的铅冷快堆在小型化方面具有独特的优势：堆芯紧凑、核热传输效率高、辅助系统简单。然而，Fe、Cr和Ni等金属元素在高温铅铋合金中具有较高的溶解度，钢铁材料可能发生均匀的氧化腐蚀或溶解腐蚀，同时局部区域也可能出现铅铋渗透和点蚀现象。点蚀是破坏性和隐患性最大的腐蚀形态之一，影响小型铅冷快堆的长期安全服役。 铁素体/马氏体钢（铁/马钢）是铅冷快堆的重要候选结构材料。当温度≥450℃，且氧浓度≥10-6wt%时，一般认为铁/马钢在铅铋合金中会形成氧化膜，包括磁铁矿层、尖晶石层和内氧化层。近期，研究发现，铁/马钢在铅铋中腐蚀后，氧化膜可能......阅读全文
小型铅基堆材料腐蚀研究新进展
近日，中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所姜志忠课题组在小型铅基堆材料腐蚀行为与机理研究方面取得新进展。相关研究成果发表在Corrosion Science上。 小型核反应堆具有功率稳定、安全可靠、结构紧凑等优点，在海洋动力、区域供电、海水淡化等领域颇具应用前景。以液态铅铋合金作为主
合肥研究院在铅基堆材料腐蚀研究中取得进展
近日，中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所研究员黄群英和副研究员姜志忠课题组在铅基堆材料腐蚀行为与机理研究方面取得进展，相关研究成果发表在Corrosion Science上。合肥研究院副研究员罗林为论文第一作者，副研究员姜志忠、肖尊奇为论文共同通讯作者。 以液态铅铋共晶合金（LBE
姜志忠课题组在小型铅基堆材料腐蚀研究取得进展
近日，中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所姜志忠课题组在小型铅基堆材料腐蚀行为与机理研究方面取得新进展。相关研究成果发表在Corrosion Science上。 小型核反应堆具有功率稳定、安全可靠、结构紧凑等优点，在海洋动力、区域供电、海水淡化等领域颇具应用前景。以液态铅铋合金作为主
共建产业战略联盟－加速铅基堆产业化
①核安全所所长吴宜灿研究员在会上作主旨报告。②会议现场近日，以“开拓铅基堆产业，共创革新型能源”为主题的铅基反应堆（简称铅基堆）核能产业发展战略研讨会在安徽省合肥市举行，会上倡议由中国科学院核能安全技术研究所牵头共建铅基堆产业创新战略联盟。铅基堆是一种采用铅或铅合金作为冷却剂的先进核能系统，具有安全
中国四代堆核“芯”技术取得突破
专家组现场检查铅基堆燃料组件及包壳材料 燃料组件及包壳作为铅基堆堆芯的核心构件，其结构设计和所用材料受到堆内复杂的服役环境的挑战。中国科学院核能安全技术研究所?FDS团队（简称“核安全所”）研发的新型燃料组件及包壳材料，解决了铅基堆堆芯高份额燃料、高密度冷却剂、耐高温耐腐蚀结构
中国四代堆核“芯”技术取得突破
燃料组件及包壳作为铅基堆堆芯的核心构件，其结构设计和所用材料受到堆内复杂的服役环境的挑战。中国科学院核能安全技术研究所?FDS团队（简称“核安全所”）研发的新型燃料组件及包壳材料，解决了铅基堆堆芯高份额燃料、高密度冷却剂、耐高温耐腐蚀结构材料等关键技术难题，同时可为其他液态金属冷却反应堆燃料发展
我国第四代核裂变反应堆核“芯”技术获重要突破
记者6日从中科院核能安全技术研究所了解到：该所先进核能研究团队在第四代核裂变反应堆堆芯核心技术上取得重要突破，研发出新型燃料组件及包壳材料，解决了铅基堆堆芯高份额燃料、高密度冷却剂、耐高温耐腐蚀结构材料等关键技术难题。这一成果打破了国外相关技术垄断，实现了第四代核裂变反应堆核心技术自主掌握。
新型9CrODS钢可显著改善其抗铅铋腐蚀性能
近期，核能安全技术研究所团队的一项研究显示，Si元素的添加可提高氧化物弥散强化9Cr钢（以下简称9Cr-ODS钢）的高温力学性能，并显著改善其抗铅铋腐蚀性能，相关成果发表在国际核材料期刊Journal of Nuclear Materials上。 作为铅基反应堆结构材料，9Cr-ODS钢在液态
树脂基玻璃鳞片涂料耐化学腐蚀
常用的环氧树脂、不饱和聚酯树脂基鳞片涂料有较好耐酸、碱、石油溶剂、各类盐和水的侵蚀，其耐腐蚀性优于同类树脂制的玻璃钢，如对5％HNO3，40％铬酸，50％氯乙酸，这些常用树脂固化物在60～90℃时一般是不耐的，但用玻璃鳞片涂层来防腐蚀却有很成功的经验，水对涂层的渗透较快，水在玻璃鳞片涂层中的扩散系数
液态金属环境下中国低活化马氏体钢氧化膜演化机理研究
近日，中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所研究员黄群英项目组在铅基反应堆液态金属环境下中国低活化马氏体（CLAM）钢氧化膜演化机理研究中获进展。相关研究成果发表在Journal of Nuclear Materials上。 以铅铋共晶（LBE）为冷却剂的铅基反应堆因具高能量密度、固有
我国钍基熔盐实验堆建成并首次实现堆内钍铀转化
中国科学院11月1日发布消息，近期位于甘肃省武威市民勤县的钍基熔盐实验堆建成并首次实现堆内钍铀转化，初步证明了利用钍资源的技术可行性，为后续规模化利用钍燃料奠定了重要科学基础。这座实验堆是我国自主研发、设计和建设的第四代先进裂变核能系统，也是目前国际上唯一运行并实现钍燃料入堆的熔盐堆。钍基熔盐实验堆
我国首座纯铅冷却剂实验回路在合肥建成
近日，中国科学院核能安全技术研究所在铅冷快堆冷却剂技术上取得突破，在合肥建成国内首座纯铅冷却剂实验回路。冷却剂技术是铅冷快堆的核心技术，该回路的建成对加快铅冷快堆工程化具有重要推动作用，可进一步增强我国在先进核能领域的竞争力。 核安全所在高温液态重金属领域已有十余年的研发经验。研究团队克服了结
液态金属环境下CLAM钢氧化膜演化机理获进展
近日，中科院合肥研究院核能安全所黄群英研究员项目组在铅基反应堆液态金属环境下CLAM钢氧化膜演化机理研究方面取得新进展，研究成果发表于国际核材料领域知名期刊Journal of Nuclear Materials上。 以铅铋共晶（LBE）为冷却剂的铅基反应堆因其具有高能量密度、固有安全性和高燃
中科院核安全所建成中国首座纯铅冷却剂实验回路
日前，记者从中科院核能安全技术研究所获悉，该单位在铅冷快堆冷却剂技术方面取得重要突破，建成了中国首座纯铅冷却剂实验回路。 核安全所在高温液态重金属领域已有十余年的研发经验。研究团队克服了结构材料选型、高温不透明流体测量、氧浓度测控等系列技术难题，建成的纯铅冷却剂实验回路运行温度可超600℃，具
研究人员发现Si元素显著改善9CrODS钢抗液态铅铋腐蚀性能
近期，中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所团队在抗液态铅铋腐蚀耐高温结构材料研究方面取得新进展：研究显示Si元素的添加可提高氧化物弥散强化9Cr钢（以下简称9Cr-ODS钢）的高温力学性能，并显著改善其抗铅铋腐蚀性能，相关成果发表在国际核材料期刊Journal of Nuclear M
合肥研究院建成中国首座铅冷快堆关键技术实验装置
近期，中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所建成中国首座铅冷快堆（LFR）关键技术实验装置——高温液态纯铅实验回路，并成功调试。该装置采用纯铅作为循环工质，设计运行温度达600℃，具备开展铅冷快堆结构材料腐蚀、非能动热工安全循环以及关键设备验证的研究能力，可为第四代反应堆主选堆型之一——
我国钍基熔盐堆核能系统研发获重要突破
12月29日，上海市核学会成立40周年纪念大会暨学术报告会在上海科学会堂举行。包括中科院院士沈文庆、马余刚等300多位专家学者参加。 “中国的核能从上海起步。”上海市核学会理事长赵振堂表示，挂靠在中科院上海应用物理研究所的上海市核学会与改革开放同行，成立40年来，以为国民经济服务和为人民生活服
我四代堆核“芯”技术打破垄断
记者5日从中国科学院核能安全技术研究所（以下简称“核安全所”）获悉，该所先进核能研究团队研发的新型燃料组件及包壳材料，解决了铅基堆堆芯材料的关键技术难题，同时可为其他液态金属冷却反应堆燃料发展提供技术支持。该项自主研发技术打破了国外技术垄断。 铅基堆被“第四代核能系统国际论坛（GIF）”组织
薛群基院士：加速深海材料腐蚀研究迫在眉睫
近年来，我国海洋开发不断向深度和广度扩展，维护海洋权益、争夺海洋资源的形势日益呈现出尖锐复杂的局面，海洋科技的发展也受到了前所未有的重视。 在日前召开的主题为“深海极端环境下材料腐蚀科学理论与关键实验技术”的香山科学会议第423次学术讨论会上，会议执行主席、中国科学院兰州化学物理研究所研究员薛
合肥研究院液态金属锂铅腐蚀模拟研究取得新进展
近期，中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所在结构钢液态金属锂铅腐蚀研究方面取得新进展，研究揭示了结构钢腐蚀与晶体取向的关联性，相关成果发表在国际核材料期刊Journal of Nuclear Materials上。 液态金属包层是目前国际上聚变堆包层设计研究的主要方案之一。聚变堆包层
中科院钍基熔盐堆核能系统卓越创新中心成立
1月21日，“中国科学院钍基熔盐堆核能系统卓越创新中心”(TMSR卓越中心)在上海应用物理研究所成立。 TMSR卓越中心作为中国科学院首批启动的五个卓越创新中心之一，致力于研究和发展第四代裂变核能系统—钍基熔盐堆核能系统的相关科学与技术，并在国际上首先实现钍基熔盐堆的工业化应用，目标是在十
近代物理所：表面纳米化钢的氧化层与基体结合强度更高
以铅或铅铋共晶合金（LBE）作为冷却剂的铅冷快堆，具有优良的中子物理特性、热工水力特性及安全特性，成为第四代核反应堆的六种推荐堆型之一。然而，冷却剂LBE与结构材料的相容性问题成为制约铅冷快堆发展的主要因素之一。 近日，中国科学院近代物理研究所利用喷丸处理工艺使铁素体/马氏体钢SIMP表面纳米
显腐蚀凹坑深度测定仪可选配不同的测试基面
简介：数显腐蚀凹坑深度测定仪使用起来方便，可以直接显示读数，主要用于管道出现磨损、腐蚀，造成管壁局部减薄以及受热面管腐蚀坑深度测量，也可用于模具注塑、机械加工、器皿制造的小孔深度测量。凹坑深度仪使用起来方便，可以直接显示读数产品特点1.大屏幕显示，读数直观。2.用于检测小孔的深度。3.小巧便携，方便
铁铬基合金氧化膜的微观结构演化研究中取得进展
原文地址：http://news.sciencenet.cn/htmlnews/2023/10/510705.shtm铁素体/马氏体钢和奥氏体钢等铁铬基合金是以超临界水冷堆、铅冷快堆为代表的先进核能系统的首要候选材料。材料的抗腐蚀性能是决定先进核能关键系统部件能否安全服役的重要因素之一，材料表面氧化
加纳微堆低浓铀堆芯首次临界
记者20日从中国原子能科学研究院（以下简称原子能院）获悉，该院微堆技术团队日前成功完成加纳微堆低浓铀堆芯首次临界实验，标志着加纳微堆低浓化取得重要阶段性成果。 加纳微堆是原子能院1995年设计建成的一座高浓铀微型反应堆。2014年，在国际原子能机构协调下，由加纳、中国和美国开始实施微堆低浓
关于批准《2MWt液态燃料钍基熔盐实验堆调试大纲》的通知
名 称关于批准《2MWt液态燃料钍基熔盐实验堆调试大纲》（V1.3版）的通知 索 引 号000014672/2022-00309 分 类核电厂安全监管 发布机关国家核安全局 生成日期2022-08-02 文 号国核安发〔2022〕146号 主 题 词关于批准《2MWt液态燃料钍基熔
原子吸收分光光度计测定铅基合金中微量镉
原子吸收分光光度计测定铅基合金中微量镉 本方法适用于铅基合金中微量镉的定量分析，镉含量≤0.003% 所需试剂： 硝酸 1：2溶液 酒石酸 分析纯 原子吸光条件： 波长：223.1nm 狭缝：0.2nm 灯电流：2mA 气压：乙炔0.06MPa 空气：0.2MPa
原子吸收分光光度计测定铅基合金中微量镉
本方法适用于铅基合金中微量镉的定量分析，镉含量≤0.003% 所需试剂： 硝酸 1：2溶液 酒石酸 分析纯 原子吸光条件： 波长：223.1nm 狭缝：0.2nm 灯电流：2mA 气压：乙炔0.06MPa 空气：0.2MPa 燃烧器高度：5mm 测定方法: 1
原子吸收分光光度计测定铅基合金中微量铋
摘要：铋在自然界中以游离金属和矿物的形式存在。矿物有辉铋矿、铋华等。金属铋由矿物经煅烧后成三氧化二铋，再与碳共热还原而获得，可用火法精炼和电解精炼制得高纯铋。 本方法适用于铅基合金中微量铋的定量分析，铋含量≤0.003% 所需试剂： 硝酸 1：2溶液 酒石酸 分析纯
中国抗辐照结构钢已具备核聚变工程应用条件
5月9日至13日，中国聚变堆结构材料国际认证研讨会在合肥召开。中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所研发的中国抗辐照低活化环保型结构钢（CLAM钢）获得与会专家的高度肯定。国际能源署（IEA）聚变堆材料执委会主席F. Tavassoli 对CLAM钢的研发水平给予高度评价：CLAM钢各