《原子能科学技术》（CN：11-2044/TL）是一本有较高学术价值的大型月刊，自创刊以来，选题新奇而不失报道广度，服务大众而不失理论高度。颇受业界和广大读者的关注和好评。

封面文章、化学、反应堆工程、技术及应用

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年度被引次数报告 (学术成果产出及被引变化趋势)

• 热挤压690合金管材在高温水中的长期均匀腐蚀行为

  采用长期浸泡和表面膜俄歇电子能谱(AES)与扫描电子显微镜(SEM)分析方法研究了热挤压690合金管材3段不同挤出顺序的管段(头部A、中部B和尾部C)在高温除氧水中的均匀腐蚀行为与机理。结果表明:热挤压690合金管材头部A、中部B和尾部C3种试样在浸泡2500h后均匀腐蚀均达到稳定状态,其均匀腐蚀速率均低于5mg/(月·dm^2);头部A与尾部C的腐蚀速率相当,而...

  作者：唐占梅; 丰涵; 张平柱; 胡石林; 郑文杰; 宋志刚 刊期： 2019年第03期

• 反应堆内17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料长时间服役后的热老化脆化行为与断裂机制

  核电站主蒸汽系统中的阀杆等关键部件常用材料为17-4PH马氏体不锈钢,在300℃左右的高温环境下,该材料会随服役时间的延长发生热老化脆化,具体表现为韧脆转变温度(DBTT)升高、上平台能量降低和硬度增加,对反应堆的安全运行构成潜在威胁。本文针对热老化后的17-4PH马氏体不锈钢阀杆材料,通过扫描电子显微镜(SEM)、电子背散射衍射(EBSD)等微观分析...

  作者：张长义; 白冰; 王瀚霄; 杨文 刊期： 2019年第03期

• 基于元胞自动机法对Mo单晶的焊缝微观组织模拟

  Mo单晶具有良好的蠕变性能,被用作空间热离子反应堆的燃料元件的组分。减少焊缝中离散晶粒的产生,实现单晶连接,是提高燃料原件使用寿命的主要途径。本文基于概率形核、枝晶生长理论,采用元胞自动机(CA)法模拟Mo焊接熔池快速凝固过程。模拟结果显示,CA法是一种有效、可靠的研究方法,可很好地模拟Mo焊接过程。同时,实现Mo单晶焊缝生长过程的可视...

  作者：马雁; 王剑举; 杨鹏威 刊期： 2019年第03期

• 高纯W-Nb合金单晶的制备及组织性能研究

  采用电子束悬浮区域熔炼法生长制备出直径22 mm、长150 mm的W-Nb合金单晶棒材,对单晶的晶向偏离角、化学成分、杂质元素含量、微观组织等进行了分析。分析结果表明,单晶棒材的晶向偏离角小于8°,杂质元素总含量小于200 ppm,单晶棒材直线度较好,表面光亮、无裂纹。

  作者：张文; 李来平; 胡忠武; 高选乔; 杨毅超 刊期： 2019年第03期

• Zr-Sn-Nb-Fe-V合金包壳管加工过程中第二相的演变

  采用扫描电子显微镜(SEM)和透射电子显微镜(TEM)研究了Zr-0.2Sn-1.3Nb-0.2Fe-0.05V合金经热挤压、冷轧、中间退火包壳管坯以及经终轧及最终退火后成品管材第二相特征。结果表明,热挤压产生的β-Zr及第二相沿管坯轴向呈流线状分布,随着冷轧和退火的进行,亚稳相β-Zr发生分解,第二相逐渐均匀化,最终呈细小、均匀、弥散分布。合金成品管材第二相主要...

  作者：吴宗佩; 易伟; 杨忠波; 程竹青; 陈波全 刊期： 2019年第03期