不鏽鋼包殼核燃料、rainless ,teel cladding nurlear fuel奧氏體不鏽鋼在高溫水、氦氣和液態金屬鈉等介質中具有良好的耐腐蝕性能和適興的高溫強度，加工工藝成熟，但因其熱中子吸收截面較大，在熱中子堆中只能作為濃縮鈾燃料的包殼。在快中子增殖堆中，人多數採用不鏽鋼包殼的氧化物燃料。在所選定的工作溫度範圍內。不鏽鋼包殼材料與冷卻劑鈉能夠相容，而且成本低勺
不鏽鋼包殼核燃料、rainless ,teel cladding nurlear fuel奧氏體不鏽鋼在高溫水、氦氣和液態金屬鈉等介質中具有良好的耐腐蝕性能和適興的高溫強度,加工工藝成熟,但...
核燃料包殼是核燃料的密封外殼。其作用是防止裂變產物逸散和避免燃料受冷卻劑腐蝕以及有效地導出熱能。...
它與包殼材料鋯或不鏽鋼之間的相容性很好,與水也幾乎沒有化學反應,因此普遍用於輕水堆中。但是UO2的熱導率較低,核燃料的密度低,限制了反應堆參數進一步提高。在...
包殼廢物 (cladding waste ): 首先包殼是指用於核反應堆中的隔離核燃料棒和冷卻劑的包層。包殼廢物是核燃料元件在燃料芯體溶解後留下的殘餘鋯合金和不鏽鋼殼及...
核燃料芯塊是核燃料元件的核心部分,由易裂變材料235U和239Pu構成。核燃料可分為金屬型、陶瓷型和彌散型,外面敷以鋁合金、鎂合金、鋯合金以及不鏽鋼等包殼材料。...
錯合金包殼核燃料:irconium alloy cladrlin} nuclear fuel銘合金包殼核燃料多作為輕水堆的燃料元件。錯的中子吸收截面小,錯合金的抗腐蝕性能良好,在壓水堆的溫度...
燃料元件的PCI(Pellet-Cladding Interaction)是指水冷反應堆中使用的燃料芯塊與包殼的相互作用。PCI是燃料棒破損的潛在因素之一,任其發展可導致包殼破損,因此PCI...
鋁包殼核燃料,luminum cladding nuclezr fuel鋁的密度 小,傳熱性好,熱「},子吸收截面小,加入少景合金元素提高了 抗腐蝕性能,並有足夠強度和易千加[,生產堆和...
乏燃料溶解是乏燃料後處理首端過程中一個步驟,目前廣泛套用的固體核燃料一般是製成元件的形式(外面是包殼,裡面是燃料芯)。...
金屬陶瓷核燃料是一種彌散型燃料,即把陶瓷燃料顆粒均勻彌散於金屬基體中,因此也稱兩相合金,如UO2-不鏽鋼、UO2-Zr-2、UAlx-Al、U3O8-Al等。陶瓷的高熔點和輻照...
核燃料後處理普雷克斯流程 編輯 (1)去殼和溶解:早期採用化學去殼法,即用適當的化學試劑硫酸和氟化物分別將不同包殼材料 (不鏽鋼和錇合金)溶解。這種方法帶來容器...
燃料芯塊簡稱“芯塊”。組成棒狀燃料元件的最小單元。通常,若干塊燃料芯塊用一根包殼管加以包覆。近代動力堆大多採用二氧化鈾作燃料芯塊。...
利用超音波檢測核反應堆燃料組件中有泄漏燃料細棒的方法,組件包括相互平行地排列於一由兩端配件(4,5)封閉的框架(2,3,4,5)中的一束細棒6,組件1浸於一池水...
陶瓷型核燃料 [2] 主要包含氧化物核燃料、碳化物核燃料和氮化物核燃料等。相對於金屬核燃料,它們的工作溫度高;一般來說,與冷卻劑及包殼材料的相容性好。缺點是...
核燃料級品位:包含易裂變核素、在核反應堆內可以實現自持核裂變鏈式反應的材料。核燃料在反應堆內使用時,應滿足以下的要求:①與包殼材料相容,與冷卻劑無強烈的...
在反應堆內能使核裂變反應自持的易裂變物質,稱為核燃料,以核燃料為芯體,與冷卻劑有隔離包殼並易裝卸更換的獨立結構單元就是核燃料元件。燃料芯體是核燃料元件的...
核燃料水法後處理 第一步是先用機械法或化學法脫去燃料元件的外殼,將元件芯體(金屬或氧化物)溶於硝酸中,這一步驟稱為首端處理;對不鏽鋼或鋯合金包殼燃料元件則...
(1) 核燃料包殼:早期的304不鏽鋼(沿晶應力腐蝕破裂)和近期的鋯合金(穿晶應力腐蝕破裂)。(2) 堆內構件:316不鏽鋼堆芯隔板螺栓、600合金吸收器銷釘、用於熱禁止...
核電站是指通過適當的裝置將核能轉變成電能的設施。核電站以核反應堆來代替火電站的鍋爐,以核燃料在核反應堆中發生特殊形式的“燃燒”產生熱量,使核能轉變成熱能來...
高強度鋼,反應堆用不鏽鋼,核電廠用高溫合金及耐熱鋼,高溫氣冷堆用石墨材料,快堆燃料和包殼材料,中子吸收材料及禁止材料,聚變堆材料等共10章,涉及核材料與套用的...
排管式堆容器包殼 放置核燃料和核裂變過程產物用的材料(如鎂諾克斯合金,不鏽鋼)。包殼不產生泄漏是至關重要的,因為反應堆的冷卻劑極易受放射性產物的沾染。