核反应堆材料相关论文
碳化硅(SiC)纤维是继碳纤维之后开发的一种高性能陶瓷纤维,它具有高强度、高模量、耐化学腐蚀、耐高温、抗氧化、抗蠕变等性能。在......
７０ＭｅＶ碳离子辐照国产改进型３１６奥氏体不锈钢的辐照肿胀研究普拉提·艾合买提，范志国，郑胜男，勾振辉，罗起，李安利，阮於珍，朱升云３１６奥氏作不锈钢是一种......
维尔纳开创的络合物化学(又称配位化学),由于受到五十年代元素分离技术、六十年代络合催化以及七十年代生物科学的推动,获得迅猛......
北海道大学(简称北大)是日本最大的国立大学之一,包括十二所学院和十三个研究生部,有一万二千多名学生(其中研究生二千余人)和五......
由中国核材料学会、中国原子能科学研究院和核工业部第一研究设计院联合主办的先进核反应堆材料研讨会于1987年11月21日—25日在......
对复型法测量点蚀坑大小、分布等进行了实验研究，分析了该方法的现场检测操作步骤和适用范围。
The size and distribution of pit......
极端核环境下的材料科学和技术手段是核能科技持续发展所面临的主要瓶颈问题之一,其进步将极大程度地推动核能科技的发展。美国、......
李林,女,74岁,蒙古族,中科院物理研究所研穷员,1980年当选为中科院院士(学部委员),第三、五、六、七、八届全国政协委员。 主要贡......
锆合金是核反应堆中一种重要的结构材料，用作核燃料包壳，腐蚀和吸氢是锆合金应用中的两个重要问题，涉及核燃料元件的寿命和核电站运行......
碳化硅（SiC）纤维是继碳纤维之后开发的一种高性能陶瓷纤维，它具有高强度、高模量、耐化学腐蚀、耐高温、抗氧化、抗蠕变等性能。在应......
随着我国核电的快速发展,锆及锆合金材料已广泛应用于核反应堆材料中。文章从锆合金加工过程中的锻造、挤压、淬火、轧制和矫直对......
在对核级碳化硼试样的多种分解方法进行简要介绍和分析之后，提出了以碳酸钙作熔剂在高温下分解试样，以盐酸浸取的方法，此方法应用于核......
随着社会对能源需求的增加,核能作为一种可大规模替代传统化石能源的清洁能源备受关注。目前我国正在大力推动第四代先进核反应堆......
