FC合金滤芯　 FC alloy filter element　 涤纶切片熔体过滤器商品名。是一种球化了的铜基合金粉末,经混合、成形、烧结而成的,用于去除熔体中杂质的过滤元件。具有球形颗粒的规则孔隙形状、孔径相近、连通孔多,过滤阻力低和寿命长等特点。FC合金过滤介质最高温度≤700℃、连通孔率>90%、孔径均匀度5~10μm。过滤精度包括R25μm至R100μm,形状与尺寸的变化与过滤精度无关。短管状滤芯直接去除熔体中杂质;圆片状滤片用于支承海砂(SiC砂)过滤颗粒和通过滤净了大颗粒后的熔体。在涤纶切片熔体滤芯方面,FC合金滤芯和过滤器(圆片状滤片)使用球形颗粒为原料,是不锈钢过滤器不易解决的问题,而且球形不锈钢粉末可塑性较差,成形与烧结均困难。因此抗高温熔体腐蚀的FC合金滤芯与滤片,性能独特,过滤效果优于不锈钢制品。

　合金铸铁　 alloy cast iron　 在普通铸铁中加入合金元素使其具有特殊的力学性能和耐磨、耐蚀、耐热、无磁等物理或化学性能的铸铁,也称特殊性能铸铁。常用的合金元素有Si、Mn、P、Cr、Ni、Mo、B、Al、V、Ti、Cu、RE等。合金元素的加入,可使铸铁的基体组织、碳化物或石墨的量及形态发生变化,从而改善铸铁的力学性能、物理或化学性能。根据合金元素加入量可分为低合金铸铁、中合金铸铁和高合金铸铁。而根据主要用途可分为耐磨铸铁、耐热铸铁、耐蚀铸铁、无磁铸铁等。合金铸铁的生产一般需要专门的设备和技术。

　核磁共振　 nuclear magnetic resonance; NMR　 原子核在恒定(直流)磁场和高频磁场同时作用下产生的共振吸收现象,是一种常用的物质结构分析方法。即具有核磁矩的原子核在恒定磁场作用下其磁矩会绕磁场做旋进运动,再在与恒定磁场垂直的方向施加高频磁场,则当核磁矩的旋进频率与高频磁场的频率相等时,核磁矩系统将从高频电磁场强烈吸收能量。有80余种元素含有一种或多种具有核磁矩的同位素都可以产生核磁共振,其中以1H(氢核)的灵敏度最高、应用最广。一种原子核在恒定磁场下对高频电磁场能量的吸收随其频率的变化称为核磁共振谱,它可提供有关物质结构的重要信息。其主要表征参量有:谱线移位;弛豫时间;谱结构(谱多重线)。主要应用于:①含核磁矩物质的有机化合物和生物大分子的结构分析以及化学反应过程等的研究,可应用于生物学、物理学、材料科学、地质学及冶金、化工等;②含核磁矩的铁磁性和其他磁有序物质的磁结构、电子结构和相变等的研究;③原子核的磁矩和自旋的测定;④磁场和电流的精密测量;⑤医学诊断和生物学研究的核磁共振成像,还可能应用于一般物质的成像。

　核定位信号　 nuclear localization signal;NLS　 蛋白质的一个结构域,通常为一短的氨基酸序列,它能与入核载体相互作用,使蛋白能被运进细胞核。NLS存在于亲核蛋白和病毒蛋白中。根据结构,可以将核定位信号分为含一个序列的单分型核定位信号(monopartite NLS)、含分隔的两个序列的双分型核定位信号(bipartite NLS)、非经典核定位信号。在基因传递领域,核定位信号可用来帮助基因入核,提高传递效率。

　核反应堆混凝土　 见防辐射混凝土(174页)。

　核废物　 参见放射性废物(179页)。

　核燃料功率密度　 nuclear fuel power density　 堆芯内单位体积核燃料所产生的热功率。记作q‴,单位为kW/m3。堆芯平均功率密度由下式计算:

‴=P/Vf=Pρf/ωf

式中,P为反应堆热功率,kW;Vf为堆芯内燃料的体积,m3;ωf为堆芯内装载的燃料重量,kg;ρf为燃料密度,kg/m3。棒状元件单位长度上产生的热功率叫作元件棒线功率密度,记作q',单位为kW/m,'=(π/4)‴。式中,d2为燃料芯块外径,m。压水堆'值不超过69kW/m。元件棒最大线功率密度q'max='FQ,式中,FQ为堆芯总热通道因子(总功率分布不均匀系数)。

　核燃料管理　 nuclear fuel management　 从安全和经济两个方面制定和实施的对燃料供应、堆内最佳利用、储存、后处理和重复使用过程的最合理措施。燃料管理分为堆内燃料管理、堆外燃料管理和核燃料安全管理。堆内核燃料管理的目的是最有效地利用核燃料,以降低核燃料的研究费用。在堆芯设计上要综合考虑功率密度、表面热通量密度、温度分布、燃耗控制、控制棒提棒顺序、燃料富集度、换料分区、换料方式等因素,使设计方案最佳化。在运行中要遵守运行限值;定期预测各燃料元件和每批换料的燃耗变化;根据测量数据决定热流密度和最小烧毁比;选定燃耗周期末的换料及下一周期装料的配置;计算下一运行周期停堆反应性裕度、反应性空泡系数及功率系数等;在一个周期运行前编制用于安全审查的资料。堆外燃料管理主要应做好辐照燃料和新燃料的运输和储存、钚的管理以及浓缩铀和钚的计量管理、安全保障(防止用于军事目的)和防盗。燃料的安全管理主要包括核燃料的辐照管理、临界安全管理和放射性废物管理。

　核燃料后处理　 nuclear fuel reprocessing　 对反应堆中用过的乏燃料进行处理,以除去其中的裂变产物并回收易裂变材料和可转换材料的过程。用化学方法和物理方法对乏燃料的处理相对于从铀矿中提取铀(前处理)而言称为核燃料后处理,其主要目的是:回收未裂变的和新产生的易裂变材料(235U、233U或239Pu)用以制造新燃料元件或用作核武器装料;回收转换材料、超铀元素,提取可用作射线源的某些裂变产物(如铯 137,锶 90等);除去一些放射性强的或中子吸收截面大的裂变产物。乏燃料具有强放射性,必须在热室中进行处理;处理过程中必须考虑临界安全问题、化学试剂的辐照分解问题等。后处理方法分为湿法和干法两种。湿法有萃取法、沉淀法、离子交换法等,干法有高温冶金法、氟化挥发法、熔盐萃取法等。应用最广的是用磷酸三丁酯萃取铀和钚的工艺,称为普雷克斯(Purex)流程,早期用于从辐照过的金属天然铀提取钚,改进后可以用来处理二氧化铀乏燃料。高温气冷堆燃料采用钍-铀循环时,钍和铀的分离用Thorex流程。

　核燃料(元件)再制造　 nuclear fuel(element)refabrication　 从乏燃料或增殖元件中回收易裂变材料和可转换材料,重新制成核反应堆燃料的过程。用高浓铀作燃料的核反应堆运行过程中,由于裂变产物的积累,不可能把易裂变核素全部裂变,低浓铀作燃料的反应堆中初装的铀 235可以被烧“尽”,但可转换材料吸收中子转换出来的易裂变核素不可能全部烧尽。因此在乏燃料中一般都存在有宝贵的易裂变核素。从增殖堆中卸出的增殖元件尤其如此。燃料元件再制造包括燃料后处理和燃料元件再制造两部分。从反应堆中卸出的元件经一定时间冷却后,进行解体,除去结构材料,然后用酸溶解,用萃取法等从铀中分离出转换生成的钚,从钚中分离出转换出来的铀,从铀中去除裂变产物,特别是中子寄生吸收大的裂变产物,也可以用火法冶金的办法(使裂变产物挥发或掉渣)从燃料中除去。经净化后的燃料或增殖得到的燃料,用常规的燃料制造工艺重新制造成燃料元件,由于裂变产物不可能完全除净,特别是铀或钚的不可裂变放射性同位素的存在(如234U、236U),回收的燃料具有较强的易放射性,再制造过程需要屏蔽,远距离操作。增殖元件中的可转换材料只有一小部分被转换成易裂变材料,经后处理后,一般也都需要再制成增殖元件,重新加以利用。

　核嬗变　 参见核转变(306页)。

　核用不锈钢　 stainless steel for nuclear reactor　 中子吸收截面小、具有优异综合性能的一类不锈钢。包括18-8系列铬镍不锈钢。用作燃料包壳、反应堆容器、热交换器、冷却剂主管道和导管等材料。

　核/中空/壳层纳米结构　 见中空核壳纳米结构(917页)。

　褐钇铌矿　 fergusonite　 复杂配位型氧化物矿物。成分YNbO4。Y常为Ce所代替。Y>Ce。四方晶系,空间群-I41/a。晶体沿Z轴延伸,呈四方柱状或纺锤状,晶面常弯曲;集合体呈粒状。颜色呈黄褐、黑褐色。条痕浅黄至黄褐色。油脂光泽。贝壳状断口。莫氏硬度5.5~6.5,密度4.8~5.8g/cm3。多产于花岗岩及其伟晶岩中,也可产于与碱性岩有关的矿床中,与条纹长石、石英、独居石、锆石、榍石等共生,是提取钇族稀土及放射性元素的矿物原料,也可作提取铌的原料。

　黑斑　 black speckle　 又称点状偏析,是电渣重熔或真空自耗重熔大型高温合金锭中较常出现的低倍缺陷。在横向低倍组织上呈黑色或浅灰色斑点分布,处于合金锭1/2R至中心的位置。在纵低倍组织上呈条带状。高倍组织观察表明,点状偏析处存在碳化物、硼化物甚至TCP相。对不同合金,相的种类不同。点状偏析处硬度较高,机械加工带点状偏析的涡轮盘时往往出现让刀现象。点状偏析处Ni、Al、Ti、C、B等元素偏聚,从而熔点降低,在锻造或模锻带点状偏析的涡轮盘毛坯时,由于热效应温度升高,使点状偏析处晶界强度降低,产生锻造裂纹或热加工裂纹。点状偏析的直径小于1mm时,对纵向常规性能影响不大,但明显降低横向拉伸强度和塑性,而且断裂都发生在点状偏析上,而对横向屈服强度、冲击韧性和持久时间影响甚微。当点状偏析尺寸增大,它所占横向试样横截面的比例相应在增大,持久时间就显著降低。因此应设法减轻和消除点状偏析。