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......
环形燃料一种安全高效的新型核燃料.为对环形燃料元件冷却剂丧失事故(LOCA)下整体受压失效形式的问题进行研究,将环形电加热棒、模......
为获得环形燃料元件外包壳在压水堆冷却剂丧失事故(LOCA)工况下鼓胀爆破温度和应变的经验关系式,为设计计算提供必要的输入,并初步......
2011年日本福岛核事故后,燃料包壳表面涂层技术成为耐事故燃料研发的主要方向之一.国内外对此开展了大量的研究工作.经过10年多的......
作为核反应堆的关键部件材料之一,核燃料的包壳服役性能严重制约核反应安全、性能和用途设计.新型不锈钢已成为未来先进反应堆核燃......
日本福岛核事故后,以提升反应堆在事故工况下的稳定性和安全性为目的 的事故容错燃料技术研究已成为世界范围内的研究热点.涂层技......
期刊
核电厂实际运行中，通常利用测定冷却剂取样中某些核素含量的方法判断燃料包壳是否破损，为了研究燃料元件包壳发生破损时压水堆一回路......
一、引言 在钍增殖反应堆设计中,采用空心或带夹层空腔的石墨球作为核燃料元件的包壳。石墨球设计为一完整结构,球壳不开孔、无接......
研究了温度、压力以及二氧化碳气中的杂质对气冷反应堆用镁合金腐蚀的影响。试验合金是加有少量铝和铍的镁合金,即所谓的马格诺可......
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......
本文介绍了核反应堆安全壳变形监测的方法和仪器,这些方法和仪器也可应用于其它建(构)筑物的高精度变形监测。
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持续蔓延的日本核泄露危机可能将对全球钛、锆产生长期影响。这此泄露危机是否会减缓全球核能发展的脚步?核能产生的电大约占世界......
9210001 轻水反应堆电站中腐蚀损坏事故及有关问题研究——石原只雄。防食技术,1990,39(11):621(英文) 报道了最近有关腐蚀事故和......
通过β淬火后中温静液挤压与轧制加工相结合的新工艺；对现行Ｚｒ－４合金进行了成型加工的研究。结果表明：中温静液挤压使合金内在的缺陷迅速......
本文利用超高压电子显微镜进行电子辐照实验，分析了我国试制的氧化物弥散强化（ＯＤＳ）铁素体钢的辐照行国．在６７０－７２０Ｋ下辐照时观察到了辐照空洞的形成......
Ｚｒ４合金是压水堆核电厂核燃料包壳使用的材料。目前人们对国产Ｚｒ４合金实际疲劳性能了解甚少。本文按照我国的相关国家标准测试了该材......
研究了几种ＺｒＳｎＮｂＦｅＣｒ新锆合金在４００℃，１０．３ＭＰａ及在３６０℃，１８．６ＭＰａ含７×１０－５锂的氢氧化锂水中的耐蚀行为；用ＴＥＭ和ＳＥＭ对合金中的第二相的结构和组分进行了分析。研究结果表明：添加少......
为了推进从俄罗斯引进的田湾VVER-1000型核电站用Zr-1Nb合金燃料包壳和端塞棒材的国产化进程,研究了焊接及随后的真空热处理对Zr-1......
因处理切尔诺贝利核电站事故有功而荣膺前苏联红旗勋章的乌克兰科学院院士、乌克兰地矿部环保局长E·A雅科夫列夫7月30日向广东省......
研究了两种组织形貌相似的锆合金M5TM和N36锆合金核燃料包壳管材的内压蠕变性能,利用X射线衍射仪分析了它们的织构,根据试验数据分......
为研究快中子反应堆燃料包壳及结构材料在钠介质中的蠕变和疲劳行为以及蠕变和疲劳的交互作用等性能,需要建立钠系统,模拟在反应......
快堆燃料包壳材料的辐照空洞肿胀是制约燃料元件寿期的主要因素。在我国尚未建成实验快堆的情况下,用带电粒子辐照包壳材料,模拟......
力学性能钠回路用于研究快中子反应堆燃料包壳及结构材料在钠介质中的蠕变与疲劳行为以及蠕变与疲劳的交互作用等性能。回路模拟......
未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)是核电厂安全审评的一个组成部分,因此,我们对该类事故进行了分析计算。在核电厂发生预期瞬变时,如......
研究失水事故工况下燃料包壳的肿胀和破裂性能的目的是因为肿胀和破裂会堵塞一部分流道,对堆芯应急冷却系统有危害。国外对这方面......
轻水反应堆系统、设备、结构材料和燃料包壳的完整性取决于材料性能、加工制造和所处环境(水化学)三因素,它不仅直接影响核电站的......
本文分析了国际上生产99Mo同位素研究堆的现状和发展趋势,有针对性地提出了主产裂变99Mo同位素研究堆的设计理念,经初步优化设计,......
我国的核电设计中有四道屏障,第一道屏障为燃料芯块和包壳。核裂变产生的放射性物质98%以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中,不会释放出......
“国产新锆合金小组件辐照考验”是大型先进压水堆重大专项“核电站国产新锆合金及关键材料辐照性能研究项目”的子课题之一,其研......
本文介绍了反应堆用离子交换树脂的堆内辐照实验。应用堆内测压辐照装置,测量了辐照过程中树脂的气体释放量。在堆外使用同样的装......
苏联《国外原子技术》1980年7月号综合报道了世界各国反应堆内锆合金尺寸的变化,现简介如下:锆合金已被广泛地用作核反应堆的结构......
反应堆在运行中发现冷却剂中的放射性水平增高,在确信燃料棒有破损的情况下,就要停堆,找出破损组件。进而找出破损单棒。然后,或......
简单介绍了发展堆芯测量传感器的重要意义,我国近年来各种堆芯测量传感器的研制和发展现状以及某些堆芯传感器在秦山核电站燃料元......
【英国《国际核工程》1991年4月号第43页报道】硼水系统在高温高压下运行,会产生各种化学问题。二氧化硅是一种常见的物质,必须加......
文章描述PWR失水事故工况下燃料包壳与水蒸汽的氧化反应行为。国产Zr-4包壳管在900-1500℃流动水蒸汽中的等温反应速率在1000℃以......
简述了中国实验快堆的技术原则、设计特点和工程技术方案．该堆采用铀钚氧化物燃料，奥氏体３１６（Ｔｉ）不锈钢为燃料包壳、堆芯结构材料和钠冷池式......
压水堆核电厂在负荷追随运行模式和计划停堆工况下，包壳疲劳是导致燃料棒发生破坏的原因之一，影响核电厂运行的安全性和经济性。利用......
Zwilag(瑞士电力公司拥有的一家私人公司 )为瑞士的核电站、研究室、工业和健康部门提供废物处理、整备和贮存服务。这些废物来自 ......
通过分析优化,确定了 Zr-Sn-Nb 系两种先进锆合金。研究了新锆合金的加工工艺、显微组织及腐蚀性能间的关系。通过在高压釜360 ℃......
【美国《核废物新闻》2001年10月11日报道】在一次讨论有关乏燃料处理战略的讨论会上,欧洲和美国在乏燃料管理理念方面表现出了重......
本文介绍了秦山核电站工艺流程并列出了主设备的有关参数,同时从多方面阐述了秦山核电站的安全性及其相应的安全设施,并指出秦山核......
