中子吸收材料相关论文
文章对中子吸收材料的种类以及乏燃料贮存对中子吸收材料的要求以及国外主要的研发情况进行了简要介绍,重点对国内在含硼不锈钢和......
当前基于燃耗信任制的乏燃料密集贮存方式,对乏燃料水池格架中子吸收材料的可靠性和有效性,都提出了更高的要求.在格架材料生产和......
热应力是碳化硼芯块在核反应堆使用中破裂的重要原因之一。作者通过检索大量的有关碳化硼热导率和热膨胀系数的文献,搜集了许多经......
Al/B4C复合材料(Al/B4CMMCs)因其具有良好的机械性能、导热性能和中子吸收能力等优点而被认为是未来主流的乏燃料干/湿贮存格架用......
在核反应堆的日常运行中,控制棒是调节核反应堆反应性的重要手段,对维持核反应堆的安全、稳定运行具有重要意义。灰控制棒是新一代......
1.80年代粉末冶金零件在工业上应用的前景乐观,编辑部文章,《Metal POwder ReP0rt,Vol.35,No.1,(1980),P.4(英文)。2.意大利的粉末......
从原子序数57的镧(La)到71的镥(Lu)的镧系元素加上原子序数39钇(Y)和原子序数21的钪(Sc)统称为稀土元素。稀土电子结构为Sc:3S~2 ......
2011年,中子照相小组在新型热中子闪烁体转换屏的研制工作中取得了一定的进展,为即将在CARR上建立的中子照相设备使用自行设计的、......
清华微型脉冲强子源(CPHS)靶站屏蔽设计需同时考虑屏蔽不同能量中子和γ射线。为了在有限空间内达到放射性防护的要求,CPHS研制了......
对Al-B4C中子吸收材料鉴定方法进行了研究,分析了乏燃料贮存格架对中子吸收材料的技术要求,确定了Al-B4C中子吸收材料关键鉴定试验......
介绍台山核电厂核岛厂房土建安全设计特点,阐述参考欧洲第三代核电技术(EPR)的核岛厂房在保障核安全,实现核电厂反应性控制、核燃......
为评价辐照对B_4C/Al中子吸收材料力学性能的影响,测试了B_4C/Al中子吸收材料辐照前后的硬度、拉伸性能,并采用扫描电子显微镜(SEM......
采用粉末冶金的方法制备了30vol%B_4C/6061Al中子吸收材料板材。通过搅拌摩擦焊(FSW)的方法对4 mm厚30vo1%B_4C/6061A1中子吸收材......
综述了目前碳化硼材料在核反应堆中应用的研究情况。简要介绍了碳化硼作为中子吸收材料的优良物理和化学特性，描述了其在压水堆、沸......
本文采用粉末冶金法制备了30%B4C-Al复合材料，并对其进行了性能检测和研究。测试结果表明，实验室制备的材料，B4C分布均匀，力学性能......
本文研究了SCIENCE程序包中组件计算程序对裂变室探测器的处理，研究了探测器截面在组件计算程序、堆芯计算程序、堆芯测量和功率恢......
碳化硼作为具有较高中子吸收能力的材料,已被广泛地应用在核反应堆中.在快中子增殖堆和高温气冷堆这两种先进堆型的控制材料和屏蔽......
碳化硼（B4C）具有高的硼含量、好的化学稳定性和耐高温性，特别是其高的中子吸收截面，使得碳化硼被广泛地用作核反应堆中的控制材料。该......
通过B4C/Al中子吸收材料在室温至350℃的拉伸试验,分析了该材料的拉伸断裂主要影响因素,阐述了B4C颗粒粒度对拉伸断裂的影响。结果......
将经过钝化处理(FP)和未经钝化处理(AA)的Al-B4C复合材料试样与聚四氟乙烯垫片有缝隙的一面紧密贴合在一起,然后分别浸泡在40℃、......
随着中国散裂中子源(CSNS)的建设,以及“十三五”期间我国核电项目的重启及核工业技术等产业的进步与发展,高能辐射射线或设备已广......
核反应堆卸出的废核燃料具有极强的α、β、γ放射性,伴有一定的中子发射率,并伴随热量释放[1].为了防止在贮存和运输过程中出现意......
用热压法制得了中等密度的碳化硼陶瓷，并测定了其抗弯强度，抗压强度、弹性（弯曲）模量，泊松比，得出了其抗弯强度，弹性模量与孔隙度的关系，以......
用碳热还原法制取高化学剂量的B4C细粉，细粉经气流粉碎制得微米级B4C粉末。经致密化工艺得到碳化硼屏蔽吸收芯块。芯块达到了中国实......
乏燃料贮存格架是核电厂内存放乏燃料组件的关键设备，为了实现SNG乏燃料贮存格架的自主化设计，参考美国第三代核电技术AP1000乏燃料......
中子注量可作为加速辐照实验的辐照指标。为了通过加速辐照的方式检验中子吸收材料的中子吸收性能,计算了中子吸收材料贮存不同时......
碳化硼的力学性能与其他陶瓷材料一样,对结构十分敏感.在工艺控制过程上看,不可能制得结构完全相同的材料,文献报道的计算式和数据......
为评价粉末冶金法制备的B4C-Al中子吸收材料的力学性能，采用静态拉伸的试验方法研究板材的室温及高温拉伸性能，并运用扫描电镜进行断......
用粉末冶金法制备了Al-Si共晶合金与1Cr18Ni9Ti不锈钢反应堆扩散偶。采用电子显微镜（SEM）、能谱分析仪（EDS）、X射线衍射仪（XRD）D究了扩散......
安泰核原新材料科技有限公司已具备年产300t中子吸收材料的生产能力，成为我国自主研发先进压水堆核电站重大专项CAP1400示范工程首......
采用粉末冶金工艺制备了Fe-TbFeO_3-DyFeO_3块体材料。利用X射线衍射仪、扫描电子显微镜和透射电子显微镜对球磨粉末和烧结块体进......
本文归纳了粉末冶金法制备铝基碳化硼复合材料的制备工艺,主要包含混料、压制、烧结、变形等工艺环节;对铝基碳化硼复合材料主要性......
3月9日～10日，中国核工业集团公司铝基碳化硼材料（B4C—Al）专用生产线生产的高性能中子吸收板通过了中国核能行业协会组织的专家鉴定。......
对采用两种工艺制备的B4C/Al中子吸收材料板的力学性能及微观组织进行了研究,分析了材料的拉伸破坏模式。结果表明:工艺Ⅰ较工艺Ⅱ......
利用灰控制棒来控制核反应性可以显著减少反应堆冷却剂的日常处理,明显简化化学与容错控制系统及其运行,在短时间内显著降低成本,......
采用粉末冶金工艺制备了Tm2TiO5中子吸收材料。利用XRD(X射线衍射)、SEM(扫描电镜显微分析)和TEM(透射电镜显微分析)分析了球磨参......
热应力是碳化硼芯块在核反应堆使用中破裂的重要原因之一。作者通过检索大量的有关碳化硼热导率和热膨胀系数的文献,搜集了许多经......
用激光闪烁法测定碳化硼的导热系数,用DF 1500膨胀仪测定热膨胀系数,研究了其热导率与温度、孔隙度和晶粒度的关系.研究结果表明:......
随着核能利用的逐步推进,产生了大量核废料,使用后的核燃料(乏燃料)如何安全高效储存已成为商业核电站的一个重要问题。就当前业界......
在稀土元素中,钆的平均中子吸收截面为36300 Barn,热中子能量为1E-4～1E-1 eV时,其中子吸收截面为1×103～8×105Barn。钆通常以氧化钆......
对碳化硼与其它材料的中子吸收截面、吸收效率、价格进行了比较,综述了作为吸收材料的碳化硼在世界核反应堆中的地位,综述了影响碳......
快中子堆在最终解决世界能源问题中占有十分重要的地位,碳化硼是快中子堆国际普遍接受的中子吸收材料,作者综述了快堆对材料的要求......
采用低温液相烧结法制备了碳化硼(B4C)/聚四氟乙烯(PTFE)新型无氢中子吸收复合材料,在380℃下实现了致密烧结。通过同步热分析仪(T......
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