包壳管相关论文
研究了热处理温度和保温时间对15-15Ti不锈钢包壳管组织及拉伸性能的影响.结果 表明:15-15Ti不锈钢平均晶粒尺寸随热处理温度的升......
M5锆合金常用做于核反应堆包壳中,燃料包壳由于常在高温水蒸汽环境下工作此种环境条件相对较为苛刻.本文将材料模拟高温环境下进行......
讨论了在核燃料元件制造过程中,国产Zr-4合金管的电子束焊缝经高压水蒸气腐蚀后,焊缝区产生白色腐蚀产物及元件棒经酸洗后,产生岛......
液态铅基冷却反应堆被认为是第四代先进核能系统主要发展堆型之一,包壳管是堆芯重要屏障,可保证燃料元件的完整性,防止裂变产物逸......
采用Gleeble-3500热模拟试验机对快堆燃料组件包壳管用15-15Ti不锈钢的热塑性进行了研究,绘制了热塑性曲线,并对所有热拉伸试样断......
期刊
对传统的局部缺陷检测方法(超声检测和目视检测)进行回顾后,开创性地提出了一种基于涡流检测技术的检测方法.一些应用实例说明了该......
对高燃耗组件所用M5合金燃料棒包壳电子束焊接工艺进行了研究.详细叙述了燃料棒电子束焊接工艺过程和应注意的事项,给出了焊接M5合......
乏燃料棒包壳管试件取自某反应堆内,用爆破试验来检验其承载能力的变化。即为今后的元件设计提供数据,又为将来加深燃耗提供参考依据......
在燃料棒生产过程中,需要将上下端塞压入包壳管内,然后进行焊接.当包壳管与端塞间装配过盈量较大时,常会出现包壳管变形或端塞未压......
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......
采用环向拉伸试验方法,研究了环向应力、热循环次数和再取向温度对N36锆合金包壳管氢化物应力再取向的影响。研究结果显示,经......
在堆用不锈钢包壳管内分别填装不同B/C比的B4C芯块及核级钠 ,以模拟快堆控制棒内的B4C/Na/S .S .三元体系 ,在堆外 5 5 0、65 0和 ......
本文综述核材料锆合金的发展概况及上海与国内外先进水平的主要差距。核电的发展要求沪产锆合金管进一步改善耐高温高压水腐蚀、提......
综述在下一个五年计划及下世纪初。钛管、锆合金管在我国电厂建设中的应用概况与前景,研讨了促进我国电站用钛、锆管工业为满足市场......
一.提高核电用管制造水平已成为当务之急核安全是最大的环保。核电安全不但需要良好的工程设计,还需要有制造精良、高稳定性、高可靠......
锆合金作为核动力反应堆包覆材料和结构材料,在反应堆运行时处于高温、高压水中,锆合金吸收的氢超过氢在锆中的固溶度时以氢化锆形......
首批国产重水堆核电站用CANDU-6型核燃料包壳管在上海高泰稀贵金属股份有限公司制造成功。2005年4月27日,上海高泰公司与中核集团20......
利用X射线衍射测试技术,对N36锆合金成品管材的织构进行了测量。利用极图、织构取向因子,特别是采用三维晶体学取向分布函数等表征......
喷砂处理工艺作为包壳管的清洁工序,对改善内壁的表面质量,清除内壁残留和,提高包壳管的超声波检验合格率中直民过很大的作用,但它的得......
文章介绍中国实验快堆燃料元件与控制棒的包壳管试制工作情况和试制结果,主要的试制结果均达到了试制标准的要求.对两种包壳材料的......
在堆用不锈钢包壳管内分别填装不同B/C比的B4C芯块及核级钠,以模拟快堆控制棒内的B4C/Na/S.S.三体系,在堆外550、650和750℃下相互作用82d。试验后的B4C芯片外观完整,未......
采用扫描电子显微镜(SEM)和透射电子显微镜(TEM)研究了Zr-0.2Sn-1.3Nb-0.2Fe-0.05V合金经热挤压、冷轧、中间退火包壳管坯以及经终......
在室温及350℃和400℃下对核用锆合金包壳管的两种合金进行了爆破试验,并对爆破试验的数据进行了分析研究.研究结果表明:针对不同......
分别选用锆和不锈钢作为ADS固体钨靶的包壳材料,采用真空电子束焊制备钨-锆及钨-不锈钢的小样品,在1200、1300、1400℃和180MPa下研......
本文研究了核电项目压水堆燃料元件用φ9.5 mm Zr-4合金包壳管在工业化真空退火炉经不同成品退火参数处理后的组织与性能的影响规......
在两种氧热下,对国内3个单位研制的不锈钢包壳管进行FCCI堆外模拟试验。低氧势下,包壳管内壁受裂变产物侵蚀不明显,受侵深度小于包壳管腐蚀......
根据快堆燃料/包壳化学相互作用(FCCI)的机理,选用Cr、Zr、Nb粉末(分析纯)分别作为抑制内壁腐蚀的吸氧材料添加到包壳管试样内,进行FC......
对于采用熔化焊接工艺制造的燃料棒,X射线检测是评价焊缝质量的重要手段。论文介绍了包壳管TIG环缝射线检测的特点,并利用试验中心......
采用3种管材轧制方法、2种退火工艺和2种二次退火制度,研究了轧制加工Q值(减壁与减径比)、退火制度及二次退火对锆-4合金包壳管材氢化......
ue*M#’#dkB4##8#”专利申请号:00109“7公开号:1278062申请日:00.06.23公开日:00.12.27申请人地址:(100084川C京市海淀区清华园申请人:清......
期刊
采用电子探针的波谱分析方法,对国产低锡Zr-4包壳管的环焊缝试样进行表面成份分析。分析结果表明,从焊缝的外边到内边缘,Sn,Cr,Fe元素的化学成份在......
Zr-4锆合金因其优异的抗热中子辐射脆化性能,适中的力学性能和良好的机械加工性能,已被普遍用作核反应堆的燃料包壳管材料。由于当前......
ue*M#’#dkB4##8#”专利申请号:00109“7公开号:1278062申请日:00.06.23公开日:00.12.27申请人地址:(100084川C京市海淀区清华园申请人:清......
国核宝钛锆业股份公司先后投入8批锆合金管材坯,顺利完成了轧制、除油、酸洗和烘干工艺流程。经取样检测分析,管材尺寸、表面质量和......
核用SiC_f/SiC复合材料是国际上材料研究的一个热点,本文简要介绍了SiC_f/SiC复合材料的制备工艺,重点综述了SiC_f/SiC复合材料的......
研制了一套核燃料包壳管自动在线检测装置,开展基于机器视觉的包壳管内径检测技术研究、基于环形四点式端面测头的包壳管长度精确......
阐明了核燃料元件制造的重要设备之一——自动切管机设计、研制的必要性和意义。介绍了刚性很差的薄壁细长锆管大批量精加工所采用......
锆合金被普遍用作核动力水冷反应堆的燃料包壳管以及压力管、导向管、仪表管、端塞棒、定位格架等结构材料。锆及其合金的热中子吸......
文章主要介绍的是钠冷快堆燃料组件的结构材料的发展现状.包壳材料从最初的316 奥氏体钢,最终的发展方向是ODS 铁素体/马氏体钢;外......
液态铅基冷却反应堆被认为是第四代先进核能系统主要发展堆型之一,包壳管是堆芯重要屏障,可保证燃料元件的完整性,防止裂变产物逸......