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......
电解精炼是干法后处理中最有希望的后处理方法之一。目前商用压水堆、沸水堆和重水堆中都采用锆合金做包壳材料，废包壳材料中含有裂......
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
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......
锆(Zr)的氢化物具有较低的中子俘获截面，是核反应堆中作为中子慢化剂和核燃料棒的常用的包壳材料。本文预测了锆氢合金的新结构，并运......
采用Gleeble-3500热模拟试验机,利用金相显微镜、扫描电子显微镜等手段,研究了不同温度对C-276合金热拉伸行为的影响.结果表明:该......
20世纪50年代后期中国就确定了大力发展原子能事业的方针,1983年提出了《核能发展技术政策要点》,1991年中国首座浙江海盐秦山核电......
锆合金凭借其较低的热中子吸收截面、优异的抗辐照性能以及良好的核燃料相容性等优点,被广泛应用于压水堆燃料包壳。福岛核事故后,......
冷加工316（Ti）不锈钢CW 316（Ti）SS是我国首选的快堆包壳材料,国产材料的常规力学性能与国外数据相当,但高温蠕变和高温持久强度数据却......
材料活化产生的放射性不仅对反应堆系统安全产生重要的影响，还会使反应堆退役后存在大量核废料的后处理问题。本文基于欧拉指数方法......
中科院核能安全技术研究所研究人员日前在第四代核裂变反应堆堆芯核心技术上取得重要突破，研发出新型燃料组件及包壳材料，解决了铅基......
锆合金是一种新型的核反应堆用包壳材料。为测定锆合金经高频感应氧化后所获得的陶瓷膜导热系数及其膜厚，将锆合金包壳内装满蒸馏水......
综述了近十几年国内外对 Zr-4合金在 LiOH水溶液中腐蚀的研究，着重讨论了在 LiOH水溶液中加速腐蚀的规律和机理，并分析了目前解释这......
概述了法国法马通公司开发的新型燃料包壳材料 M5合金在堆内外的腐蚀、吸氢、显微组织、蠕变、辐照生长等性能。从已获得的堆内数......
比较了Zr-Nb合金与Zr-Sn-Nb-Fe及Zr-4合金的耐腐蚀性,讨论了Nb对Zr-Nb合金在不同介质中耐腐蚀性的影响.实验证明Nb的腐蚀产物可以......
本文以尺寸为20 mm×15 mm×15 mm的锆材为研究对象,结合反应堆失水事故的模拟工况环境,研究了锆材在不同感应加热速率下(......
超临界水冷堆(SCWR)具有热效率高、系统结构简化、安全性好、经济性良好、核燃料利用率高等众多优点,但其特殊的工作条件要求包壳......
作为水冷动力堆燃料棒包壳材料的Zr-4合金在水冷动力反应堆中会发生疖状腐蚀。疖状腐蚀一旦发生,会造成有效壁厚减薄,这将影响包壳......
目的使有限元模拟技术成为一种切实有效的研究方法,进而为高性能反应堆包壳材料的设计以及可能发生的LOCA(Loss of Coolant Accide......
<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......
FeCrAl合金作为现有锆基合金轻水反应堆燃料包壳材料的候选替代材料,具有良好的抗氧化性、辐射容忍度、抗长时间的液体腐蚀、与典......
随着第四代核能系统的提出,当前正在使用的燃料包壳材料不能够满足第四代核能系统的要求,所以需要寻求和开发新的能够满足第四代核......
学位
<正> 近十年来核动力工业发展迅速,预计到本世纪末,全世界核电容量可达十亿kW。随着核工业发展,核反应产生大量的氚,如不加以控制......
综述了核反应堆用锆合金的涂层研究现状。主要论述了非金属类涂层、金属类涂层以及MAX相涂层。其中MAX相既具有金属的性质,又具有......
建立混合能谱超临界水冷堆(SCMR:Super-Critical Water-cooled Mixed-Reactor)堆芯物理模型;计算了不同包壳材料时,堆芯有效增殖系......
期刊
概述了法国对核电站燃料元件包壳材料锆合金的开发与研究现状，着重介绍了所开发的新锆合金（Ｍ２，Ｍ３，Ｍ４，Ｍ５合金）在堆内外的性能。其中Ｍ４和Ｍ５合金包过央燃......
燃料元件是脉冲堆的关键部件,它的设计和制造是脉冲堆的核心技术之一。继美国海湾通用原子公司之后,中国核动力研究设计院也研究并......
本文介绍了国外开发与研究锆合金的现状，阐述了我国对高性能锆合金的研究结果。我国在跟踪国际锆合金发展的同时，不但通过对改善锆-4......
燃料元件是核反应堆的核心部件,其性能指标直接影响反应堆的安全性和经济性。目前轻水反应堆中存在的锆合金腐蚀、吸氢、芯-壳反应......
核反应堆对结构材料的要求是:(1)中子吸收截面小;(2)抗冷却介质腐蚀性能
Nuclear reactor requirements for structural materia......
放射性同位素电池(RTG)对包壳材料的高温抗氧化性能有特别的要求,百瓦级以下的包壳材料可以使用Pt-30Rh合金,百瓦级以上的包壳材料......
期刊
