包壳管相关论文
在燃料棒生产过程中,需要将上下端塞压入包壳管内,然后进行焊接.当包壳管与端塞间装配过盈量较大时,常会出现包壳管变形或端塞未压......
包壳管是反应堆内第一道安全屏障,服役过程中将承受裂变气体内压和芯块与包壳间机械应力的综合作用考验,变形主要发生在包壳管的环......
在堆用不锈钢包壳管内分别填装不同B/C比的B4C芯块及核级钠 ,以模拟快堆控制棒内的B4C/Na/S .S .三元体系 ,在堆外 5 5 0、65 0和 ......
锆合金作为核动力反应堆包覆材料和结构材料,在反应堆运行时处于高温、高压水中,锆合金吸收的氢超过氢在锆中的固溶度时以氢化锆形......
首批国产重水堆核电站用CANDU-6型核燃料包壳管在上海高泰稀贵金属股份有限公司制造成功。2005年4月27日，上海高泰公司与中核集团20......
文章介绍中国实验快堆燃料元件与控制棒的包壳管试制工作情况和试制结果,主要的试制结果均达到了试制标准的要求.对两种包壳材料的......
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......
在室温及350℃和400℃下对核用锆合金包壳管的两种合金进行了爆破试验,并对爆破试验的数据进行了分析研究.研究结果表明:针对不同......
分别选用锆和不锈钢作为ADS固体钨靶的包壳材料，采用真空电子束焊制备钨-锆及钨-不锈钢的小样品，在1200、1300、1400℃和180MPa下研......
本文研究了核电项目压水堆燃料元件用φ9.5 mm Zr-4合金包壳管在工业化真空退火炉经不同成品退火参数处理后的组织与性能的影响规......
对于采用熔化焊接工艺制造的燃料棒,X射线检测是评价焊缝质量的重要手段。论文介绍了包壳管TIG环缝射线检测的特点,并利用试验中心......
采用3种管材轧制方法、2种退火工艺和2种二次退火制度，研究了轧制加工Q值（减壁与减径比）、退火制度及二次退火对锆-4合金包壳管材氢化......
ue＊M＃’＃dkB4＃＃8＃”专利申请号:00109“7公开号:1278062申请日:00.06.23公开日:00.12.27申请人地址:（100084川C京市海淀区清华园申请人:清......
期刊
Zr-4锆合金因其优异的抗热中子辐射脆化性能，适中的力学性能和良好的机械加工性能，已被普遍用作核反应堆的燃料包壳管材料。由于当前......
ue＊M＃’＃dkB4＃＃8＃”专利申请号:00109“7公开号:1278062申请日:00.06.23公开日:00.12.27申请人地址:（100084川C京市海淀区清华园申请人:清......
核用SiC_f/SiC复合材料是国际上材料研究的一个热点,本文简要介绍了SiC_f/SiC复合材料的制备工艺,重点综述了SiC_f/SiC复合材料的......
研制了一套核燃料包壳管自动在线检测装置,开展基于机器视觉的包壳管内径检测技术研究、基于环形四点式端面测头的包壳管长度精确......
阐明了核燃料元件制造的重要设备之一——自动切管机设计、研制的必要性和意义。介绍了刚性很差的薄壁细长锆管大批量精加工所采用......
锆合金被普遍用作核动力水冷反应堆的燃料包壳管以及压力管、导向管、仪表管、端塞棒、定位格架等结构材料。锆及其合金的热中子吸......
文章主要介绍的是钠冷快堆燃料组件的结构材料的发展现状.包壳材料从最初的316 奥氏体钢,最终的发展方向是ODS 铁素体/马氏体钢;外......
液态铅基冷却反应堆被认为是第四代先进核能系统主要发展堆型之一,包壳管是堆芯重要屏障,可保证燃料元件的完整性,防止裂变产物逸......
锆合金具有热中子截面吸收率小和优异的抗腐蚀性能,常用于水冷核反应堆的燃料包壳管材料和结构材料[1]。目前,锆合金包壳管的主要......
为获得燃料组件及燃料相关组件用包壳管的高温爆破性能,研制了薄壁金属管高温爆破试验装置,主要由高压气源单元、试验气氛单元、加......
