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中国新一代核能用材总体发展战略研究
被引量:
2
1
作者
干勇
赵宪庚
徐匡迪
《中国工程科学》
CSCD
北大核心
2019年第1期1-5,共5页
材料技术是支撑和保障核工程安全稳定运行的前提和基础。我国现有在役和在建的56台核电机组中有52台是压水堆,钠冷快堆和高温气冷堆正在开展示范工程电站的建设,其他堆型尚处于研究阶段。本文分析了我国新一代核能用材研发、制造、应用...
材料技术是支撑和保障核工程安全稳定运行的前提和基础。我国现有在役和在建的56台核电机组中有52台是压水堆,钠冷快堆和高温气冷堆正在开展示范工程电站的建设,其他堆型尚处于研究阶段。本文分析了我国新一代核能用材研发、制造、应用过程中存在的共性问题、在役和在建核能工程用材存在的突出问题、在研核能技术用材存在的关键问题,在此基础上提出了我国新一代核能用材的发展战略建议,包括设立国家新一代核能用材专业指导委员会;设立新一代核能用材国家专项基金或长期稳定支持的专项科技计划;创建我国新一代核能用材先进完整标准体系;建设国家层面的共享型工程级辐照实验装置;在独立自主原则下,继续开展新一代核能用材国际合作等。
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关键词
新一代
核能
压水堆
核能用材
发展战略
下载PDF
职称材料
连续碳化硅纤维增强碳化硅陶瓷基复合材料在先进核能领域的发展研究
2
作者
罗瀚
陈博文
+7 位作者
黄鹤飞
王苍龙
姜志忠
周海山
陈向阳
王晓敏
张瑞谦
董绍明
《中国工程科学》
CSCD
北大核心
2024年第3期53-62,共10页
先进核能系统的发展对核材料在多场耦合极端环境中的服役稳定性提出了更高要求。连续碳化硅纤维增强碳化硅(SiCf/SiC)陶瓷基复合材料具有低密度、高温力学性能优异、抗腐蚀、耐辐照等优点,且在外力作用下呈现“假塑性”断裂行为,被视为...
先进核能系统的发展对核材料在多场耦合极端环境中的服役稳定性提出了更高要求。连续碳化硅纤维增强碳化硅(SiCf/SiC)陶瓷基复合材料具有低密度、高温力学性能优异、抗腐蚀、耐辐照等优点,且在外力作用下呈现“假塑性”断裂行为,被视为先进核能系统中极具应用前景的新型结构材料。本文首先从材料级、构件级、服役性能三个层面系统总结了核用SiCf/SiC复合材料的基础研究体系,分析了美国、法国、日本等传统核电强国,其他新兴核电国家和我国在核用SiCf/SiC复合材料领域的发展趋势,梳理了我国核用SiCf/SiC复合材料在原材料、数据积累和专利标准等方面存在的问题与发展面临的挑战,针对性地提出了相关措施与建议,包括加强材料制备技术研发、发展研发新范式、强化“产学研用”合作关系、在坚持以我为主的基础上加强国际交流等,以期为我国核用SiCf/SiC复合材料领域的研究方向及决策制定提供参考。
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关键词
先进
核能
系统
用材
SICF/SIC复合材料
材料设计
服役性能
下载PDF
职称材料
题名
中国新一代核能用材总体发展战略研究
被引量:
2
1
作者
干勇
赵宪庚
徐匡迪
机构
中国工程院
出处
《中国工程科学》
CSCD
北大核心
2019年第1期1-5,共5页
基金
中国工程院咨询项目"新一代核能用材发展战略研究"(2016-ZD-06)
文摘
材料技术是支撑和保障核工程安全稳定运行的前提和基础。我国现有在役和在建的56台核电机组中有52台是压水堆,钠冷快堆和高温气冷堆正在开展示范工程电站的建设,其他堆型尚处于研究阶段。本文分析了我国新一代核能用材研发、制造、应用过程中存在的共性问题、在役和在建核能工程用材存在的突出问题、在研核能技术用材存在的关键问题,在此基础上提出了我国新一代核能用材的发展战略建议,包括设立国家新一代核能用材专业指导委员会;设立新一代核能用材国家专项基金或长期稳定支持的专项科技计划;创建我国新一代核能用材先进完整标准体系;建设国家层面的共享型工程级辐照实验装置;在独立自主原则下,继续开展新一代核能用材国际合作等。
关键词
新一代
核能
压水堆
核能用材
发展战略
Keywords
new-generation nuclear power plants
pressurized water reactors
materials used for nuclear power plants
developmentstrategy
分类号
TL341 [核科学技术—核技术及应用]
下载PDF
职称材料
题名
连续碳化硅纤维增强碳化硅陶瓷基复合材料在先进核能领域的发展研究
2
作者
罗瀚
陈博文
黄鹤飞
王苍龙
姜志忠
周海山
陈向阳
王晓敏
张瑞谦
董绍明
机构
中国科学院上海硅酸盐研究所
中国科学院上海应用物理研究所
中国科学院近代物理研究所
中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所
中国科学院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所
上海核工程研究设计院股份有限公司
中国核动力研究设计院
出处
《中国工程科学》
CSCD
北大核心
2024年第3期53-62,共10页
基金
中国工程院咨询项目“关键材料体系自立自强战略研究”(2022-PP-02)。
文摘
先进核能系统的发展对核材料在多场耦合极端环境中的服役稳定性提出了更高要求。连续碳化硅纤维增强碳化硅(SiCf/SiC)陶瓷基复合材料具有低密度、高温力学性能优异、抗腐蚀、耐辐照等优点,且在外力作用下呈现“假塑性”断裂行为,被视为先进核能系统中极具应用前景的新型结构材料。本文首先从材料级、构件级、服役性能三个层面系统总结了核用SiCf/SiC复合材料的基础研究体系,分析了美国、法国、日本等传统核电强国,其他新兴核电国家和我国在核用SiCf/SiC复合材料领域的发展趋势,梳理了我国核用SiCf/SiC复合材料在原材料、数据积累和专利标准等方面存在的问题与发展面临的挑战,针对性地提出了相关措施与建议,包括加强材料制备技术研发、发展研发新范式、强化“产学研用”合作关系、在坚持以我为主的基础上加强国际交流等,以期为我国核用SiCf/SiC复合材料领域的研究方向及决策制定提供参考。
关键词
先进
核能
系统
用材
SICF/SIC复合材料
材料设计
服役性能
Keywords
materials used for advanced nuclear systems
SiCf/SiC composite
material design
service performance
分类号
TB33 [一般工业技术—材料科学与工程]
下载PDF
职称材料
题名
作者
出处
发文年
被引量
操作
1
中国新一代核能用材总体发展战略研究
干勇
赵宪庚
徐匡迪
《中国工程科学》
CSCD
北大核心
2019
2
下载PDF
职称材料
2
连续碳化硅纤维增强碳化硅陶瓷基复合材料在先进核能领域的发展研究
罗瀚
陈博文
黄鹤飞
王苍龙
姜志忠
周海山
陈向阳
王晓敏
张瑞谦
董绍明
《中国工程科学》
CSCD
北大核心
2024
0
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职称材料
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