徐升
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钱翰城
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王书洪
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李俊
,
韩翠红
表面技术
doi:10.3969/j.issn.1001-3660.2006.03.006
锆合金是一种新型的核反应堆用包壳材料.为测定锆合金经高频感应氧化后所获得的陶瓷膜导热系数及其膜厚,将锆合金包壳内装满蒸馏水后放入HS-4(B)型恒温浴槽,利用Advantech VisiDAQ软件纪录下包壳内水温由室温上升至60℃中水温变化的整个过程.然后对相关试验参数进行了分析,获得了氧化膜厚度与导热系数的关系曲线.最后,得出结论:锆合金包壳陶瓷膜厚度以2μm为宜.
关键词:
锆合金
,
导热系数
,
膜厚
,
陶瓷膜
,
包壳材料
,
核反应堆
刘荣正
,
刘马林
,
邵友林
,
刘兵
材料导报
doi:10.11896/j.issn.1005-023X.2015.01.001
燃料元件是核反应堆的核心部件,其性能指标直接影响反应堆的安全性和经济性.目前轻水反应堆中存在的锆合金腐蚀、吸氢、芯-壳反应等问题以及第四代核能系统燃料元件对材料的特殊要求,使以碳化硅(SiC)为包壳或基体材料的新型燃料元件的概念设计和制备成为了核燃料元件领域的一个新的热点.基于目前的研究进展,综述了SiC及SiC基复合材料在轻水反应堆、高温气冷堆、熔盐堆以及气冷快堆中的应用.重点阐述以SiC为包壳或基体材料的不同堆型燃料元件的设计理念、结构形式、制备方法及相关性能表现,并在此基础上总结了堆用SiC材料的特性和共性问题,展望了SiC材料在核燃料元件中的应用前景和重要发展方向.
关键词:
碳化硅
,
燃料元件
,
包壳材料
,
基体材料
万发荣
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黄学军
,
孔峰
,
褚武扬
,
肖纪美
,
高桥平七郎
,
北京科技大学
,
日本北海道大学
金属学报
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．辐照条件为７２０Ｋ，９ｄｐａ时的辐照肿胀率小于０．１％．同时在电子衍射图样中发现了明显的衍射环，分析表明这些衍射环的出现是由于电子辐照促进了Ｙ２Ｏ３微细相形成的缘故．
关键词:
辐照损伤
,
null
,
null
,
null
