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济钢成功开发核反应堆安全壳用钢板

钢铁

经过半年的努力,山钢集团济钢首次按照美国ASME核电规范和标准,成功开发核反应堆安全壳用钢板SA738Gr.B,各项指标全部满足山东核电设备制造有限公司的要求,首批4张试验钢板已运往山东核电。

关键词: 核反应堆 , 安全壳 , 钢板 , 开发 , 济钢 , ASME , 设备制造 , 核电

不锈钢基体上制备Al2O3涂层的研究

汤梅 , 李弢 , 古宏伟 , 杨旭东

稀有金属 doi:10.3969/j.issn.0258-7076.2008.05.011

在核反应堆液态Li-Pb包层中,涂层的研究和发展是重要的内容.由于Al2O3涂层高电阻率的特性及与液态Li-Pb有良好的兼容性,所以成为陶瓷涂层中的最佳候选材料之一.采用射频磁控溅射法,在奥氏体不锈钢基体上制备了Al2O3涂层,并且研究了分别于800和1000℃进行热处理时温度对涂层的相组成、表面形...

关键词: 核反应堆 , 液态Li-Pb包层 , 涂层 , 热处理 , 电阻率

锆合金研究进展及我国核电站用锆材国产化的思考

袁改焕 , 卫新民

钛工业进展 doi:10.3969/j.issn.1009-9964.2011.06.005

综合评述了国内外核电站用锆合金材料的研究进展,重点介绍了目前国际上发展成熟的高性能锆合金:法国的M5合金、美国的Zirlo合金、俄罗斯的E635合金、日本的NDA合金及韩国的HANA合金.分析了我国在核电站用锆合金材料研制过程中存在的问题,以及我国核电用锆材国产化的难点.对我国核电用锆材的发展思路提...

关键词: 锆合金 , 核电站 , 核反应堆 , 国产化

锆合金陶瓷膜导热系数及其膜厚的确定

徐升 , 钱翰城 , 王书洪 , 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...

关键词: 锆合金 , 导热系数 , 膜厚 , 陶瓷膜 , 包壳材料 , 核反应堆

轻水反应堆（LWR）用包壳材料研究进展

周军 , 李中奎

中国材料进展 doi:10.7502/j.issn.1674-3962.2014.09.03

轻水反应堆（LWR）是国际上多数核电站采用的堆型。锆具有良好的加工性能，优良的机械性能，较高的熔点、优异的耐蚀性能及核性能，被用作燃料包壳和堆芯结构材料，是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料。随着核电技术的发展，对堆芯包壳材料性能提出了更高的要求，综述了核用锆合金包壳材料的国内外研...

关键词: 核反应堆 , 锆合金 , SiC , 包壳

SA-182F304钢的微观组织和拉伸性能分析与表征

王驰 , 冉广 , 雷鹏辉 , 陈芙梁

材料热处理学报

在20 ～600℃范围内对国产SA-182F304钢进行了温度效应下的拉伸行为研究.采用光学显微镜、透射电镜、扫描电子显微镜、XRD以及显微硬度仪对原始态和拉伸断裂试样进行了微观组织与微观化学分析与表征.试验结果表明,在晶粒度为5.5级的钢基体中分布着粗系、moy级别为1.5级的B类和细系、moy级...

关键词: SA-182 F304钢 , 拉伸性能 , 微观组织 , 核反应堆

核反应堆中防护包壳的研究进展

魏晓伟 , 沈保罗

稀有金属 doi:10.3969/j.issn.0258-7076.2002.04.016

综述了核反应堆中锆合金防护型包壳的研究进展.石墨或硅氧烷涂层包壳以及内衬锆或铜阻挡型包壳的广泛采用有效地阻止了PCI的产生,硅氧烷涂层的防护效果较石墨大,但制作这种包壳的成本较高;铜阻挡层防护作用较锆阻挡层低,已很少被采用.在这几种防护方法中,无论采用哪种方法都有效地阻止了PCI的发生,但有关防护机...

关键词: 核反应堆 , 防护锆合金包壳 , 研究进展

Fe-Cr-Mn（W, V）合金焊接热影响区的辐照损伤及诱发的晶界元素偏析

胡苯芙 , 木下博嗣 , 高桥平七郎

金属学报

采用电子束辐照研究裂变－聚变混合反应堆预选结构材料Ｆｅ－Ｃｒ－Ｍｎ（Ｗ, Ｖ）合金的焊接热影响区（ＨＡＺ）组织损伤, 测定损伤组织和晶界处的合金元素浓度变化. 实验结果表明：低温下剂达１０ｄｐａ, 合金奥氏体组织稳定, 未发现空洞形成和第二相析出；然而在高温下, 剂量达４．８ｄｐａ就明显出现低密度微...

关键词: 辐照损伤 , null , null , null , null