赵文金
- 作品数：153 被引量：448H指数：12
- 供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
- 发文基金：四川省青年科技基金核燃料及材料国家级重点实验室开放基金国家高技术研究发展计划更多>>
- 相关领域：核科学技术金属学及工艺一般工业技术电气工程更多>>
- 一种水冷核反应堆用锆基合金
- 本发明属于特种合金材料技术领域，具体涉及一种水冷核反应堆用锆基合金。按重量百分含量计，由下列成分组成：Sn：0.20‑0.60，Nb：0.10‑0.30，Fe：0.30‑0.60，Cr：0.05‑0.20和V：0.10‑...
- 杨忠波赵文金苗志戴训邱军杨晓雪王朋飞徐春容王录全彭倩易伟
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- 用于核反应堆的锆基合金
- 本发明涉及一种用于核反应堆的锆基合金，它含有合金组份如下：Sn，其重量百分比为0.65％～1.20％；Nb，其重量百分比为0.20％～0.45％；Fe，其重量百分比为0.20％～0.40％；Cr，其重量百分比为0.01％...
- 赵文金周邦新李中奎苗志刘建章蒋有荣彭倩蒋宏曼庞华彭小明应诗浩伍晓勇
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- 一种核反应堆包壳材料用锆合金
- 本发明公开了一种核反应堆包壳材料用锆合金。该锆合金由下列成分组成：Sn：0.2‑0.6%，Nb：0.1‑0.4%，Fe：0.35‑0.65%，Cr：0.1‑0.3%，Mo：0.05‑0.25%，Ge或Bi或V：0‑0.4...
- 杨忠波程竹青赵文金易伟彭倩陈勇蒋明忠
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- 水轮机叶片材料弯曲试验开裂原因分析被引量：2
- 2003年
- 李卫军盛钟琦赵文金
- 关键词：水轮机塑性开裂原因分析场发射扫描电子显微镜
- 一种核燃料及材料堆外腐蚀试验的专用试样挂具
- 本发明公开了一种核燃料及材料堆外腐蚀试验的专用试样挂具，包括挂钩（1）、圆盘（3）及多个下端封口的圆筒（2），其中，挂钩（1）连接于圆盘（2）上端面的中央部位，多个圆筒（2）的侧壁上端均连接于圆盘（3）的下端面，圆盘（3...
- 陈亮苗志杨忠波赵文金
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- 锆合金研究的国际动态
- 自上世纪50年代发展的Zr-2、Zr-4、Zr-1Nb和Zr-2．5Nb合金,到60年代投入商业应用以来,一直作为世界上核动力反应堆的堆芯结构材料,其使用性能是满足要求的。然而,随着燃料循环周期的延长,导致锆合金包壳腐蚀...
- 赵文金庞华
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- 预氧化对N18锆合金高温氧化行为的影响
- N18锆合金是我国自主研发的Zr-Sn-Nb系合金,了解N18锆合金在假想LOCA条件下的特性,可为N18锆合金作为燃料元件包壳设计、在反应堆中的应用安全分析及评价提供参考数据。本文以N18锆合金为主要对象,研究了不同厚...
- 邱军赵文金苗志
- 关键词：高温氧化预氧化
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- 3种锆合金的高温氧化行为被引量：16
- 2011年
- 对Zr-A和Zr-B锆合金在700-1200℃的O_2中进行了等温氧化实验,观察了合金的氧化动力学行为和基体微观结构演变,并与低Sn的Zr-4合金作了对比.结果表明,700—1200℃氧化时,3种锆合金的动力学曲线基本服从抛物线规律,Zr-B合金在700℃氧化1200 s后速率出现转折;800℃时Zr-A和Zr-B合金的氧化速率出现转折;1000℃时3种合金动力学曲线由抛物线变为近似直线;1100℃以上氧化时,动力学曲线呈抛物线规律,未出现转折.在1100℃以上氧化时,合金成分对3种合金的高温氧化性能影响甚微.依据氧化增重数据得到了3种合金在700—1200℃氧化反应的抛物线速率常数K_p的表达式.
- 邱军赵文金Thomas GuilbertJean-Luc Bechade
- 关键词：锆合金高温氧化氧化动力学
- 加工工艺对 Zr-4 管抗疖状腐蚀的影响被引量：4
- 1998年
- 应用高压釜、金相及电子显微镜等研究了不同加工工艺的Ｚｒ４包壳的疖状腐蚀行为。结果表明：改进工艺加工的管材比常规工艺加工的管材有更优良的抗疖状腐蚀性能；去应力试样比再结晶试样有较强的抗疖状腐蚀能力；影响Ｚｒ４合金抗腐蚀性能的主要因素是Ｆｅ和Ｃｒ合金元素在αＺｒ中的固溶含量，而不是第二相粒子的大小。
- 赵文金苗志蒋宏曼李聪于晓卫周邦新
- 关键词：锆合金反应堆材料
- 燃料元件 Zr-4 端塞与钽管的焊接技术研究及其应用被引量：3
- 1998年
- 介绍了压水堆燃料元件包壳Ｚｒ４端塞与用于引入钨铼热电偶的钽管间的焊接技术及其焊缝的水压试验和腐蚀试验。结果表明焊缝表面成型良好，无冶金缺陷，承压９．０ＭＰａ未发现泄漏，焊缝在４５０℃熔融ＰｂＢｉ合金中经１００ｈ处理后有腐蚀迹象，但经预生氧化膜处理后能减缓ＰｂＢｉ的浸蚀。最后提出了在辐照罐设计和装配时应采取的措施。
- 张小帆李鲁生马旭喻应华赵文金方儒钦文斌权
- 关键词：燃料元件压水堆
