燃料包壳

作品数：129被引量：306H指数：10
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相关领域：核科学技术金属学及工艺一般工业技术更多>>
相关作者：周邦新姚美意张金龙李强柏广海更多>>
相关机构：中国核动力研究设计院上海大学苏州热工研究院有限公司中国广核集团有限公司更多>>
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Nb/Ti/Zr/W对310S奥氏体不锈钢析出相行为和力学性能的影响被引量：5
《材料工程》2019年第9期61-71,共11页温冬辉 吕阳 李震 王清 唐睿 董闯 
国际科技合作计划(2015DFR60370);国家自然科学基金资助项目(U1867201);国家重点研究发展计划(2017YFB0702400);国际热核聚变实验堆计划(2015GB121004)
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。设计的系列合金经过1423K热轧、1423K/0.5h固溶、1173K/0.5h稳定化处理,最后进行973K/408h时效处理。研究结果表...
关键词：燃料包壳 奥氏体不锈钢 310S 微合金化 相析出行为 力学性能 
快中子增殖反应堆燃料元件包壳材料的晶界工程技术应用展望被引量：3
《上海大学学报（自然科学版）》2015年第2期152-159,共8页夏爽 周邦新 
国家重点基础研究发展计划(973计划)资助项目(2011CB605002);上海市科委重点支撑资助项目(13520500500)
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,GBE)技术进一步提高材料抗辐照肿胀以及抗蠕变性能的可行性.通过GBE技术能够大幅增加材料中与孪晶相...
关键词：晶界工程 316Ti不锈钢 15-15Ti不锈钢 燃料包壳 辐照肿胀 蠕变 
超临界水冷堆燃料包壳候选材料的耐腐蚀性能被引量：3
《中国腐蚀与防护学报》2014年第4期301-306,共6页沈朝 张乐福 朱发文 鲍一晨 
国家重点基础研究发展计划项目(2007CB209802)资助
介绍了超临界水冷堆候选材料的相关腐蚀实验结果,并且讨论了每种候选材料在超临界水环境中的耐腐蚀性能。根据当前研究结果可知,高Cr含量的奥氏体不锈钢在超临界水中具有良好的抗腐蚀性能,因此其最有可能成为超临界水冷堆燃料包壳材料。
关键词：超临界水冷堆 燃料包壳 腐蚀 氧化膜 
用于超临界水堆燃料包壳的ODS铁素体钢的研究进展被引量：7
《钢铁研究学报》2009年第11期5-11,共7页何培 周张健 李明 许迎利 葛昌纯 
国家973重点基础研究发展计划资助项目(2007CB209800)
超临界水堆具有热效率高、系统简化、成本低等优点,成为第四代核反应堆中优先发展的堆型。ODS铁素体钢由于其优异的高温力学性能和良好的抗辐照能力成为超临界水堆包壳最有希望的候选材料。旨在回顾ODS铁素体钢制造工艺,包括机械合金化...
关键词：超临界水堆 氧化弥散强化 铁素体钢 
超临界水冷堆燃料包壳管用低活性F/M钢的优化设计被引量：3
《原子能科学技术》2009年第6期523-528,共6页康人木 刘国权 胡本芙 胡加学 吴凯 徐锟 
国家"973"计划资助项目(2007CB209801)
应用热力学计算与实验验证,系统研究了Cr、W、C、Mn对高Cr低活性F/M(铁素体/马氏体)钢基体相及显微组织的影响规律,并在此基础上,对钢的组织和成分进行设计与优化,以适应超临界水系统对包壳材料的性能要求。研究表明:Cr是决定高Cr低活...
关键词：超临界水冷堆 燃料包壳管材料 高Cr低活性F/M钢 优化设计 
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