包壳

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HANA包壳燃料棒燃耗为34GWD／MTU的辐照后检测
《国外核动力》2014年第1期49-53,共5页Hyun-Gil Kim Byng-Kwon Choy Sang-Yoon Park Yang-II Jung Dong-Jun Park Jing-Yong Park 
本文叙述了高性能合金（HANA）包壳燃料棒在Halden堆反应后所进行的辐照后检测（PIE）。检测项目包括光学显微镜（LOM）观察、氢含量分析、拉伸试验和电子显微镜（TEM）观察。用于PIE的燃料棒燃耗和中子通量分别为34GWD／MTU、1．33×10...
关键词：辐照后检测 拉伸试验 燃耗 中子通量 
高性能燃料包壳
《国外核动力》2013年第1期15-20,共6页Lars Hallstadius Steven Johnson Ed Lahoda 
当前第Ⅲ代轻水堆的燃料包壳是由锆基合金制成的。使用50年来锫基合金的性能明显改善，抗腐蚀能力大幅提高。然而，随着进一步提高^235U富集度的期望或其他带来大量的高裂变产物的技术改进，需要更能抵御辐照损伤和腐蚀的材料，也需要...
关键词：轻水堆 燃料 包壳 SIC 硅 碳化物 
燃料技术自主化发展和应用
《国外核动力》2012年第5期54-64,共11页Kyu-Tae Kim 
自20世纪70年代以来，韩国核燃料技术经历4个阶段的发展，已经具备了前沿的核燃料技术。这4个阶段包括燃料进口阶段；燃料技术交钥匙转让阶段；燃料技术联合开发阶段和燃料技术自主化发展阶段。燃料自主化的进程中开发了4种先进的PWR燃...
关键词：燃料技术 应用 燃料开发 包壳材料 PWR 行为分析 试验数据 运行经验 
采用碳化硅包壳的高燃耗压水堆堆芯设计被引量：1
《国外核动力》2012年第2期32-33,共2页Jacob P. Dobisesky Joshua G. Richard Edward E．Pilat 兰洋（译） 
1引言 50多年来，对于轻水堆的燃料棒，锆合金一直都被用作安全而可靠的包壳材料。虽然这种材料已很成功，但核工业界现在又有一项有关碳化硅（SiC）研究的新提议，计划研究超越锆的燃耗限值62MW·d／kg（U）。SiC是一种坚固的陶瓷包...
关键词：包壳材料 高燃耗 碳化硅 堆芯设计 压水堆 锆合金 燃料棒 轻水堆 
SCWR用镍基合金综述
《国外核动力》2010年第3期1-17,共17页熊茹 唐睿 
在超临界水冷堆（SCWR）的设计中，运行温度、压力、燃耗和辐照损伤都非常高。本文结合堆内材料的运行环境，综合论述了对SCWR系统材料（燃料包壳材料和堆芯零部件结构）拟采用的Ni合金的理解，包括力学性能、腐蚀性能、应力腐蚀性能和...
关键词：镍基合金 超临界水冷堆 应力腐蚀性能 辐照损伤 包壳材料 综述 NI合金 应力腐蚀开裂 
韩国的高燃耗燃料技术
《国外核动力》2009年第6期39-50,共12页KUN WOO SONG YONG HWAN JEONG KEON SIK KIM 李文杰（译） 
高燃耗燃料开发是韩国的国家级研发项目，涉及包壳、UO2芯块、定位格架、性能评估程序和燃料组件测试等关键技术领域。经过合金成分设计、制管、堆外和堆内试验，新的包壳合金被开发出来。由于新合金采用了优化的成分和热处理工艺，这...
关键词：高燃耗燃料 包壳 UO2芯块 定位格架 燃料性能 组件测试 
高性能轻水堆的材料
《国外核动力》2007年第6期29-36,共8页K. Ehrlich J. Konys L. Heikinheimo 熊茹（译） 张林（译） 蒋有荣（校） 
为了研究高性能轻水堆（HPLWR）的堆内和堆外材料的运行环境，并评价目前燃料元件、堆芯结构和堆芯外零部件所采用的结构材料的潜在特征，开展了一项技术现状的研究。在HPLWR电站的常规岛部分，可以在给定温度（≤600℃）和压力25MPa下...
关键词：结构材料 轻水堆 性能 奥氏体不锈钢 堆芯结构 燃煤电站 包壳材料 最高温度 
弥散（颗粒涂层）及单片（Zr-4合金包壳）U-Mo合金的涂层技术
《国外核动力》2007年第1期33-37,共5页Enrique E. Pasqualini. 庞晓轩（译） 尹昌耕（校） 
分别采用化学气相沉积（CVD）硅烷和高温接触式扩散（HTCD）的方法在U-7Mo（w／w）合金颗粒上涂敷了硅材。分别用氢化-破碎-退火脱氢和原子离心破碎两种方法制得涂敷颗粒，对两种颗粒的涂层进行了比较。详细描述了用两种方法涂敷后的颗...
关键词：ZR-4合金 颗粒涂层 涂层技术 单片 包壳 弥散 化学气相沉积 燃料装置 
强化弥散型氧化物（ODS）钢包壳管的水腐蚀试验结果
《国外核动力》2006年第6期6-10,共5页成田健 鹈饲重治 皆藤威二 大冢智史 松田恭司 汪胜国（译） 
1 前言 在快堆燃料实用化阶段的目标燃耗深度方面，卸出燃料的平均燃耗深度将达到150GWd／t，相当于这一燃耗深度的快中子照射量将达到约250dpa。在这么高的照射量下，为了改善材料在高温下的蠕变强度，日本原子能研究开发机构（JAEA...
关键词：铁素体钢 包壳管 弥散型 氧化物 腐蚀试验 日本原子能研究所 水池 强化 
氧化物弥散强化型（ODS）钢包壳管的高温氧化试验
《国外核动力》2006年第5期17-27,47,共12页成田健 鹈饲重治 皆藤威二 大冢智史 松田恭司 汪胜国（译） 
1前言 在快堆燃料实用化阶段的目标燃耗深度方面，卸出燃料的平均燃耗深度将达到150GWd／t，相当予这一燃耗深度的快中子照射量将达到约250dpa。在这么高的照射量下，为了改善材料的高温蠕变强度，日本原子能研究开发机构（JAEA）在耐...
关键词：高温氧化试验 铁素体钢 包壳管 强化型 氧化物 弥散 燃耗深度 快堆燃料 
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