包壳
包壳的相关文献在1987年到2022年内共计868篇,主要集中在原子能技术、金属学与金属工艺、工业经济
等领域,其中期刊论文116篇、会议论文5篇、专利文献219179篇;相关期刊57种,包括中国材料进展、核科学与工程、核技术等;
相关会议4种,包括中国核学会2015年学术年会、中国力学学会2009学术大会、第三届全国工程塑料改性及合金工业技术交流会等;包壳的相关文献由1912位作者贡献,包括周邦新、姚美意、张晏玮等。
包壳—发文量
专利文献>
论文:219179篇
占比:99.94%
总计:219300篇
包壳
-研究学者
- 周邦新
- 姚美意
- 张晏玮
- 张金龙
- 王荣山
- 耿建桥
- 张瑞谦
- 柏广海
- 刘二伟
- 王辉
- 薛佳祥
- 刘彤
- 周军
- 李强
- 任啟森
- 李中奎
- 李锐
- 张建军
- 王文生
- 田锋
- 石明华
- 卢俊强
- 潘钱付
- 翁立奎
- 邱绍宇
- 杜晨曦
- 孙永铎
- 苏光辉
- 廖业宏
- 张显生
- 秋穗正
- 恽迪
- 成来飞
- 李伟
- 翟剑晗
- 刘超红
- 巫英伟
- 李怀林
- 田文喜
- 刘洋
- 崔严光
- 李晓强
- 江小川
- 蒋明忠
- 谢宇辉
- 贺楷
- 赵文金
- 郭立江
- 伍浩松
- 尹春雨
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马鸿宾;
郭鑫宇;
武毓勇;
刘铁军;
姜百华
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摘要:
为了获取压水堆乏燃料后处理厂固体废物整备系统的工艺设计参数,开展乏燃料废包壳特性参数的研究。通过对压水堆燃料组件和包壳管段参数的调查,确定了包壳模拟件的长度、直径、壁厚、堆积体积、开口率等规格。并以模拟件为对象,开展了漂洗、沥干和称重试验,得到了模拟件的含水量数据,为工程设计提供了输入条件。同时,通过计算确定了废包壳的干燥目标值。
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杨健乔;
恽迪;
刘俊凯
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摘要:
当前核燃料包壳主要以热中子吸收截面极低、熔点较高的锆合金作为主要构件材料。2011年日本福岛核电站失水事故使人们意识到锆合金在事故工况高温蒸汽环境中会快速氧化失效,并产生氢气造成氢爆。为了应对锆合金包壳材料的这一缺陷,提升核反应堆安全性,耐事故燃料(Accident tolerant cladding,ATF)包壳材料的开发成为了当前研究热点。在锆合金表面制备涂层以提高其抗氧化性能是ATF包壳开发的重要发展方向之一。目前已开发了多种针对锆合金的涂层材料,包括纯金属涂层、MAX相涂层、合金涂层以及氧化物涂层等。在众多涂层材料中,纯铬涂层能有效提升锆合金包壳的抗高温氧化性能和高温强度,且涂层加工方法简单、经济性良好。铬涂层是极具应用潜力的候选材料,也是当前的研究热点。本文以铬涂层锆合金耐事故燃料包壳材料的事故工况为主题,综述了铬涂层的氧化动力学、铬-锆中间层生长动力学、铬涂层长期氧化失效机制、诱发铬涂层短期快速失效的因素以及涂层强化机制方面的研究进展,汇总了国内外目前在ATF包壳领域取得的进展,为铬涂层锆合金耐事故燃料包壳材料的基础理论研究、关键技术攻关和未来商业应用提供有益的参考。
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贾豫婕;
林希衡;
邹小伟;
韩卫忠
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摘要:
锆合金作为一种重要的战略材料,被誉为“原子能时代的第一金属”,由于其低中子吸收率、抗腐蚀、耐高温等优点,被广泛用作核反应堆关键结构材料。我国锆合金基础研究及工业化发展起步较晚,锆合金种类较少,因此,锆合金的研发受到了学术界及工业界的广泛重视。回顾了核用锆合金研发的历史进程、应用现状及未来发展趋势,阐明了锆合金基础研究和开发应用的重要性,简要介绍了新兴的高性能锆合金,包括医用锆合金、耐腐蚀锆合金、高强高韧锆合金和锆基非晶合金。随着核反应堆的升级换代和非核用应用需求的多样化,发展新型锆合金、拓展锆合金的应用范围,是锆合金未来研发的着眼点。
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伍浩松;
李晨曦
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摘要:
【俄罗斯核燃料产供集团网站2022年5月19日报道】俄罗斯核燃料产供集团(TVEL)2022年5月19日宣布,核反应堆研究所(RIAR)近日利用MIR研究堆启动首批两个耐事故燃料试验组件的第四个辐照周期测试。这两个组件由新西伯利亚化学浓缩厂(NCCP)制造,含有2种燃料芯块和2种包壳:燃料芯块分别是传统二氧化铀芯块和具有更高铀密度和导热性的铀钼合金芯块;包壳分别是带铬涂层的锆合金包壳和铬镍合金包壳。
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何晨伟;
刘贻潮;
BIGNAN Gilles
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摘要:
JHR研究堆是法国原子能与替代能源委员会(CEA)在建高中子注量率研究堆,拥有强大的辐照技术能力,可实现不同的辐照测试条件。本文总结了JHR研究堆的主要性能参数以及实验能力,论述了其在核包壳以及结构材料辐照性能研究上的具体应用。
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付豪;
廖宾;
陈煜
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摘要:
采用UO2粉末制备的薄壁环形生坯芯块具有较大的烧结变形,在模具设计时需考虑变形对磨削余量和倒角宽度的影响.环形芯块烧结变形程度会影响芯块外径和倒角宽度,要使薄壁环形芯块满足外径磨削要求(13.63±0.012)mm,阴模直径需从现有的16.70 mm提高到16.80 mm,冲头倒角宽度需从现有的0.72 mm提高到0.86 mm.在内径免磨削情况下,环形芯块的严重烧结变形会对内层包壳设计产生影响;内层包壳的外径设计尺寸要比芯块内径目标值至少小0.311 mm,才能既保证芯块及时传热,又避免芯块和内包壳之间产生严重的机械相互作用.
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卢志威;
温建;
李雷;
张显生;
刘彤;
任啟森;
廖业宏
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摘要:
事故容错燃料(ATF)是日本福岛核事故之后提出的新一代核燃料概念,主要是为了提高反应堆在事故工况下的容错性能,从根本上提高核电厂对严重事故的抵御能力,从而有效地提高核电的安全性和经济性.针对传统核燃料使用的锆合金包壳,通过外表面涂层改性的方法提高其在事故工况下的抗高温氧化性能是事故容错燃料的主要研究方向.为了对锆合金涂层包壳的技术发展现状和趋势进行全面了解,对该技术相关的国际及国内专利申请态势进行了统计分析,研究了该领域的专利申请发展态势、 专利来源地区及布局地区特点,重点分析了自20世纪60年代以来锆合金涂层包壳技术分支发展趋势;此外,结合我国的锆合金涂层包壳的研究现状,从研究进展及技术聚焦等方面提出锆合金涂层包壳研发建议.
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叶红奕;
王玉成
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摘要:
本文主要对110吨钢水包的各部设计过程进行了论述,通过钢包容量的计算得出钢包包壳及耐火材料的尺寸,并分析了钢包在工作过程中的工况,按照钢包功能要求及使用环境提出设计思路,重点对钢水包的包壳外部形状、耳轴、耳轴座等部分结构的设计做了详细的描述。
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付浩;
林少芳;
洪志强;
林煜宇;
张利斌;
聂立红;
邓勇军
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摘要:
对于一种新型锆合金包壳材料,在商业反应堆中开展服役条件下的辐照考验是其研发必不可少的关键环节.相比于国际核电发达国家在锆合金包壳材料研发中积累的丰富商业堆辐照考验,国内自主锆合金仅开展了有限的商业堆先导辐照考验,且考验的燃耗水平偏低.本文将通过对国外锆合金辐照考验经验的总结及自身实践经验,给出锆合金包壳商业反应堆辐照考验时在方案设计上的一般方法和堆芯安全评估、风险应对上的基本考虑,为国内锆合金商业堆辐照考验研究提供参考.
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严晓青;
王启名;
霍永忠;
丁淑蓉
- 《中国力学学会2009学术大会》
| 2009年
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摘要:
燃料颗粒的辐照肿胀和裂变气体释放对燃料元件芯体与包壳间的界面力学行为会产生重要的影响。为了弄清界面开裂的机理并进行优化设计, 针对弥散型核燃料元件芯体的不同微观结构(如燃料颗粒大小、颗粒体积含量、颗粒分布形式等)建立有限元模型进行数值模拟, 考察参数变化对其层间应力的影响。研究结果表明: (1)随燃耗发展, 界面上出现较大层间拉应力和切应力, 最大值的位置会发生变化;(2)燃耗较低时, 颗粒越大、体积含量越高,层间应力越大;燃耗较高时,并非如此;(3)颗粒分布形式明显影响层间应力,面心立方分布具有较好的性能。
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王启名;
严晓青;
霍永忠;
丁淑蓉
- 《中国力学学会2009学术大会》
| 2009年
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摘要:
燃料颗粒的辐照肿胀和裂变气体释放对燃料元件芯体与包壳间的界面力学行为会产生重要的影响。为了弄清界面开裂的机理并进行优化设计, 针对弥散型核燃料元件芯体的不同微观结构(如燃料颗粒大小、颗粒体积含量、颗粒分布形式等)建立有限元模型进行数值模拟, 考察参数变化对其层间应力的影响。研究结果表明: (1)随燃耗发展, 界面上出现较大层间拉应力和切应力, 最大值的位置会发生变化;(2)燃耗较低时, 颗粒越大、体积含量越高,层间应力越大;燃耗较高时,并非如此;(3)颗粒分布形式明显影响层间应力,面心立方分布具有较好的性能。
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