反应堆材料

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碳化硅陶瓷:推动高端制造场景应用
《前沿科学》2024年第4期22-26,共5页陈健 
碳化硅(SiC)具有原子半径小、键长短、共价键性强等特性,因而具有优良的力学、热学、电学性能和化学稳定性。同时也因具有耐辐照、抗放射性、吸波等特性,是重要的核反应堆耐中子辐照材料以及吸波隐身材料,可制备精密轴承、密封件、气轮...
关键词：反应堆材料 碳化硅陶瓷 高端制造 精密轴承 原子半径 空间光学 热交换器 密封件 
俄研究堆IVV-2M完成延寿
《国外核新闻》2024年第9期9-9,共1页王兴春 伍浩松 
【英国《国际核工程》网站2024年8月15日报道】俄罗斯反应堆材料研究所(IRM)近日完成将研究堆IVV-2M延寿至2040年的必要程序。IVV-2M在材料科学研究领域发挥着重要作用,尤其是在核燃料和结构材料研发方面,为创新型核反应堆研究和设计提...
关键词：反应堆材料 材料科学研究 放射性同位素 国际核工程 俄罗斯 创新型 延寿 核反应堆 
新型超临界二氧化碳反应堆材料防腐策略与性能优化研究
《化工设计通讯》2024年第3期84-86,共3页易柳逸 
超临界二氧化碳反应堆作为一种清洁和高效的能源生产方式,已成为全球能源领域的研究热点。然而,反应堆材料在恶劣的操作环境中容易遭受腐蚀,严重制约了反应堆的运行寿命和安全。针对新型超临界二氧化碳反应堆材料防腐策略与性能优化进...
关键词：反应堆 材料防腐 性能优化 
加企合作推进双流体铅冷高温堆研发
《国外核新闻》2023年第4期14-14,共1页孟雨晨 伍浩松 
【加拿大双流体能源公司网站2023年3月10日报道】加拿大双流体能源公司(Dual Fluid Energy)2023年3月10日宣布,已与加拿大粒子与核物理国家实验室(TRIUMF)签署谅解备忘录,将合作推进双流体铅冷高温堆开发。两企业将重点关注反应堆材料研...
关键词：耐腐蚀材料 反应堆材料 双流体 辐照设施 反应堆堆芯 材料测试 谅解备忘录 高温堆 
稀土元素在核材料中的应用
《高科技与产业化》2023年第4期56-59,共4页詹伟 
一、核材料释义广义的核材料是核工业及核科学研究中所专用的材料的总称,包括核燃料及核工程材料,即非核燃料材料。通常所说的核材料主要指用于反应堆的各部分的材料,又被称反应堆材料。反应堆材料包括在中子轰击下原子核能发生裂变的...
关键词：反应堆材料 核材料 核燃料元件 中子慢化 中子泄漏 包壳材料 核工程 核科学 
序言
《原子能科学技术》2021年第7期I0002-I0002,共1页
1946年,"原子能之父"费米指出:"核技术的成败取决于材料在反应堆中强辐射场下的行为(The success of nuclear technology will depend critically on the behavior of materials in the intense radiation fields in reactors)"。材料...
关键词：反应堆材料 核技术 辐照性能 创新团队 强辐射场 
水辐解对反应堆材料SS316腐蚀速率的影响研究被引量：2
《核技术》2020年第8期7-12,共6页王晓东 张竞宇 陈义学 郭庆洋 樊雨轩 梁秋莹 熊雯雯 
国家科技重大专项资助项目(No.2019ZX06005001)资助。
水作为反应堆的主要冷却剂之一,在经过堆芯的辐照区时会产生辐解,生成具有强氧化性的O2、H2O2等产物,这些产物会对材料的腐蚀速率造成影响,进而影响反应堆的活化腐蚀产物源项。在已有理论和模型的基础上,将水辐照分解计算和材料腐蚀速...
关键词：水辐解 SS316 腐蚀速率 反应堆 
不同尺寸CT试样的约束度研究
《中国原子能科学研究院年报》2019年第1期113-113,共1页钟巍华 佟振峰 宁广胜 林虎 周子扬 杨文 
大型先进压水堆核电站重大专项资助项目(2018ZX06002008)
断裂韧性是评价反应堆材料服役性能的关键指标,紧凑拉伸(CT)试样是常用的断裂韧性试样。在反应堆材料的断裂韧性研究中,需使用小尺寸CT样品,以解决因标准试样尺寸过大造成的一系列问题(如辐照后样品少、辐照参数梯度大等)。但CT样品尺...
关键词：反应堆材料 断裂韧性 试样尺寸 约束度 CT试样 样品尺寸 测试数据 辐照参数 
核电压水反应堆材料性能优化软件系统研制与模拟环境设计
《中国科技成果》2017年第15期8-8,10,共2页
国家863计划课题（2015AA01A304）.
压水反应堆材料长期处于高温、高压、强辐照等极端条件下工作，因此材料性能的好坏直接关系到我国压水反应堆的安全可靠性、经济性和先进性。由于压水堆材料经历的物理过程复杂、耦合性强，现有的理论和实验手段研究难度较大。随着计算...
关键词：反应堆材料 压水反应堆 模拟现实 环境设计 软件系统 性能优化 核电 实验手段 
国家863计划课题“核电压水反应堆材料性能优化软件系统研制与模拟环境设计”成果
《科技成果管理与研究》2017年第7期92-92,F0003,共2页
核电压水反应堆材料长期在高温、高压、强辐照等极端条件下工作，因此，核燃料性能优化、包壳等结构材料辐照损伤评估以及乏燃料再利用等关键问题与提升核电的安全性和经济性密切相关。
关键词：反应堆材料 性能优化 国家863计划 环境设计 软件系统 核电 压水 模拟 
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