包壳材料相关论文
ODS钢具有优异的抗腐蚀性能、抗蠕变性能、抗辐照性能和高温强度,因此最有希望成为第四代核反应堆（如超临界水冷堆和铅冷快堆）以及未......
核电在低碳经济发展中拥有明显的优势,随着核能的广泛应用,放射性废料以越来越快的速度积累。锆基合金包壳材料作为核反应堆安全稳......
使用OM、SEM和TEM等方法研究了质量分数0％,0.21％,0.46％ Nb对固溶态和时效态15Cr-15Ni含Ti奥氏体不锈钢(15-15Ti)中析出相类型、形貌及......
@@锆合金由于具有低的热中子吸收截面、优异的耐高温高压水腐蚀性能、良好的综合力学性能和较高的导热性能，被广泛用作核反应堆燃料......
锆合金是目前核动力反应堆中理想的燃料元件包壳材料。反应堆运行时,锆合金包壳会受到各种复杂应力的作用而产生塑性变形。
由......
压水堆核燃料包壳材料锆—4合金管,在高温、高压水和蒸汽中,会受到各种腐蚀,特别是大量吸氢问题,对管子的使用寿命极其有害。锆合......
目前,水堆中比较成熟的包壳材料和结构材料是锆—2和锆—4合金。锆—2,锆—4均是西屋公司和矿业局共同研制出来的。锆—2已有二十......
Void swelling is an important phenomenon observed in both nuclear fuels and cladding materials in operating nuclear reac......
本工作是为测定铀的裂变产额而建立的组分离程序。在确定了铀靶的溶解方法和同位素交换条件下,研究了铀及其裂变产物在HNO_3-阴离......
一、前言Zr合金管作为反应堆燃料的包壳材料,早在国内外得到了广泛的应用。但由于在使用过程中吸氢的缘故,往往会造成“氢脆”现......
鎂和鎂合金的特点是比重小、机械性能相当高、在气体介质中具有良好的抗蝕性和許多其它的特性,因此可以广泛地应用于航空、火箭、......
本文介绍17种成份的钒合金材料在高温钠热对流腐蚀装置中进行的腐蚀试验所取得的初步试验结果。分别在700℃,650℃和550℃温度条件......
我国核材料是适应我国核工业的需要而逐步发展起来的。五十年代中期,我国开始建立核工业,经过三十多年的努力,已建成了比较完整的......
包壳的微动磨损是世界压水堆燃料失效的主要原因,因此理解核反应堆中燃料包壳微动磨损行为对核反应堆安全运行至关重要.服役于核裂......
期刊
采用玻璃包壳将难熔金属粉末热压成致密金属件是目前最使人感兴趣的一种方法。玻璃包壳在热压后冷却时可自行脱落,苏联人B·N·布......
核电装机规模的不断上升带来锆材的新增需求,加上每年的更新需求,核级锆材的高增长将一直延续到2020年
The ever-increasing nucl......
为了考验不同氧化工艺处理的铝合金包壳材料表面氧化膜的耐水冲刷腐蚀性能,设计建造了动水小回路(图1)。回路主要部件:离心水泵、......
一、前言Zr-4合金具有优良的物理性能、机械性能,良好的耐蚀性、较低的吸氢率,在现今反应堆的建造中用作压水堆燃料元件的包壳材......
本文利用超高压电子显微镜进行电子辐照实验，分析了我国试制的氧化物弥散强化（ＯＤＳ）铁素体钢的辐照行国．在６７０－７２０Ｋ下辐照时观察到了辐照空洞的形成......
利用自行改进设计的高温钠应力试验装置,研究了316不锈钢及 Cr13Ni17Mo3W 系列不锈钢燃料元件包壳材料在拉伸力作用下的抗高温钠的......
日本福岛核电站事故的发生,使锆合金作为核燃料包壳材料的安全性受到了质疑,世界各国竞相提出研制事故容错燃料(ATF).FeCrAl合金凭......
氢分析实验是测量核燃料元件包壳材料在不同中子通量辐照后氢的含量,研究包壳材料的物理、化学和辐照性能。该实验在丙级实验室的......
快堆燃料包壳材料的辐照空洞肿胀是制约燃料元件寿期的主要因素。在我国尚未建成实验快堆的情况下,用带电粒子辐照包壳材料,模拟......
在快中子反应堆及其试验装置中,考虑到安全方面的原因,钠池和一些贮钠罐的钠液位需要测量。互感式钠液位传感器是一种非接触式钠......
质量迁移钠试验回路经空载设备加热、控制调试后,于1991年5月正式向回路系统装钠并获得成功。系统装纳总量约40kg,其中钠净化旁路......
在快堆高温钠系统中,燃料元件包壳和部件材料之间会发生合金元素(特别是碳)的质量迁移现象,并可能导致材料的力学性能变化。这种......
锆因其熔点高(1852℃)、机械强度高、耐腐蚀和中子吸收率低等特点而被广泛应用于核工业。尤其是在核反应堆中,Zr及其合金(2%～10%,质......
本文叙述装载UO_2芯块的元件有效热导的测定,获得632℃—1988℃范围内有效热导数据,误差是8.5%。最后分析了芯块、包壳材料、内壁......
一、引言次模拟和模拟裂变中子源用于研究链式反应系统的各种性质,所以这些中子源的能谱测量是很重要的。源材料、源包壳材料和工......
有效热导率是芯块热导率和气隙热导率的综合描述。本文推导了有效热导率表达式,测量在不同的反应堆功率下的有效热导率值,获得了当......
1987年4月笔者去联邦德国Karlsruhe核研究中心对KNK-II快堆及其有关实验室进行了近一个月的工作访问。期间,还访问了位于联邦德国......
一、开展快堆包壳材料轻离子辐照工作的意义快堆堆芯材料(包括包壳材料和组件材料广泛采用316不锈钢)处在高的工作温度(>500℃)及......
【据因特网综合报道】 巴基斯坦现有研究堆 2座 ,具体情况如下 :一、 PARR- 1研究堆。建造日期为 1 96 3年 5月 1日 ,临界日期为 ......
反应堆运行时的堆内环境十分复杂,燃料元件将承受高温、高压及一回路水的腐蚀。当今的核动力堆更高的燃耗和更长的换料周期对燃料......
核燃料元件是反应堆的核心部件,由燃料芯块、包壳及其构件组成。由于燃料元件的运行环境比较恶劣,中子辐照、冷却剂的腐蚀及在开堆......
国产快堆包壳管材料316(Ti)不锈钢(1995—1996年,由原上海第五钢厂研制)的力学性能测试结果表明:材料拉伸强度与国外材料相当,但高......
核电作为一种经济、清洁和环保的能源已经越来越被世界各国所重视,锆合金因其优秀的物理和化学性质被广泛用作水冷动力堆的包壳材......
密封性放射源在地面运输事故过程中可能会受到较强烈的冲击。本文利用Autodyn有限元软件分析了冲击载荷作用下双层密封包壳撞击不......
剪切机系统是后处理首端的重要组成部分,放化所和堆工部联合承担了乏燃料组件的剪切机系统研制任务。该型燃料组件在包壳材料、结......
ODS钢是采用Y纳米氧化物弥散强化的铁素体/马氏体钢,具有辐照肿胀小、高温蠕变强度大等特点,认为是下一代先进核能系统的结构材料,......
剪切机系统作为后处理首端的起始部分,具有举足轻重的作用,其设备研制一直是后处理的难点之一。从2014年开始,放射化学研究所和反......
