燃料包壳相关论文
铬涂层锆合金作为极具潜力的新型事故容错燃料包壳材料,已经展示出优异的抗腐蚀性能和超出设计基准事故工况下的抗高温蒸汽氧化性......
FeCrAl合金作为事故容错燃料包壳(ATF)材料之一,因其优异的抗辐照性能与抗高温腐蚀性能,被视作传统锆合金燃料包壳材料的优良替代......
福岛核电站多个反应堆仍未解除紧急情况，核泄漏的严重程度还处于不确定的状态。此次危机已超出日本一个国家。事故给国际核能产业敲......
板状燃料组件具有结构紧凑、换热效率高、深燃耗等特点,故被广泛应用在一体化反应堆和实验用研究堆中。在堆芯窄矩形流道中,冷却剂......
随着核电在世界上日益广泛的应用，如何提高核电运行的安全性越来越受到人们的重视。同时，为了降低核电成本，高燃耗燃料元件也正在研制......
关于 Ｚｒ－２和 Ｚｒ－４合金的转折机理有多种假说，其中相变假说认为：锆合金的氧化速度主要受氧化物／金属界面附近 ｔ－ＺｒＯ２向 ｍ－ＺｒＯ２转变的控制。在 ４００℃， １０．３ ＭＰａ过热蒸汽......
锆合金因具有耐腐蚀、耐辐照、低蠕变,以及较好的中子学性能等特点,被广泛用于制造压水堆燃料包壳管、定位格架等燃料组件构件。从......
核电厂运行过程中,反应堆停堆阶段展开水化学监测是保障核安全、缓解人员照射剂量的关键之举.文章以反应堆停堆为背景,围绕其水化......
为了检验国产及法国产两种 M5锆合金包壳管在使用温度下的环向承载能力,对其在375·温度下进行了内压爆破试验。试验得出两种材料......
结合钠冷快堆一回路冷却剂系统特点,系统阐述了燃料包壳在不同尺寸破口下的裂变产物释放机理.燃料包壳在小气密性破损阶段会有气态......
针对钠冷快中子增殖反应堆（简称快堆）燃料元件包壳材料316以及15-15Ti奥氏体不锈钢,讨论了通过晶界工程（grain boundary engineering,......
本文介绍日本在下一代快堆候选堆型--液态铅铋共晶合金冷却快堆的研究开发中,针对其关键问题之一--包壳和结构材料与液态铅铋合金......
<正>锆是热中子吸收截面最低的金属之一,通过在锆中添加一定的元素(锡、铁、铬等)制成的锆合金具有良好的耐高温水腐蚀性能、良好......
为了提高310S不锈钢的高温组织稳定性,本工作系统研究了微量合金化元素(Nb, Ti, Zr和W)对310S析出相行为和力学性能的影响。设计的......
燃料元件包壳的水侧腐蚀和吸氢是当前进一步提高燃耗的主要限制因素，由于一回路水中加入Ｈ３ＢＯ３和ＬｉＯＨ，使包壳的腐蚀问题变得更为复杂。本文综述......
作为先进压水堆核电站关键技术研究项目之一，参照西屋电气公司和法马通公司的相关技术，研制了线功率密度保护的物理模型。通过限制线......
锆合金表面涂层是提高核燃料包壳事故容错能力的重要途径之一。本文综述了锆合金表面涂层的研究进展,包括涂层种类、制备工艺、微......
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......
保证核安全是核电发展的基础,而核安全的本质是核燃料的安全性。经过半个多世纪的发展,核燃料的工业化发展及应用逐步成熟,安全性......
铅铋核反应堆是最有希望首先实现商业化应用的第四代堆型,其燃料包壳内部包覆核燃料、储存裂变产物,外部直接与液态铅铋冷却剂接触......
2011年日本福岛核电事故使人们意识到了现有UO2-Zr核燃料系统的缺陷，尤其在反应堆能动安全系统失效后越发明显。此后提出了耐事故燃......
本论文来源于中国核动力研究设计院的生产性科研项目,其研究是基于目前快速发展的MCNP模拟技术,对现有燃料包壳厚度测量系统中影响......
本文研究一种新型燃料棒,它把碳化硅复合材料引入燃料包壳中,可以使得碳化硅的高机械强度和抗氧化性等优点在燃料包壳中得以体现,......
超临界水冷堆(SCWR)同现有的轻水堆(LWR)相比具有结构简单,布局紧凑,热效率高等诸多优点,因此其被认为是最有可能用来大规模发电的......
在反应性引入事故(RIA)过程中燃料包壳和冷却剂之间会发生强烈的能量交换。分析和计算RIA事故过程中燃料包壳的传热和力学特性对新......
