福岛核事故发生以来,锆合金表面涂层技术凭借其不用改变现有锆合金包壳设计,还能提高包壳性能的优点,成为耐事故燃料包壳材料的重点研究方向之一。近日,我院辐射技术研究所的陈琳研究团队依托财政资金改革与发展专项课题,自主研发制备了一种具...
2024年7月18日调研机构QYResearch出版的【2024-2030中国核燃料包壳材料市场现状研究分析与发展前景预测报告】主要研究项目旨在梳理核燃料包壳材料领域产品系列,洞悉行业特点、市场存量空间及增量空间,并结合市场发展前景判断核燃料包壳材料领域内各类竞争者所处地位。 本报告研究中国市场核燃料包壳材料的生产、消费及进出口...
1.1核燃料1.2对核燃料、包壳材料及冷却剂的一般要求1.3核燃料、包壳材料和冷却剂的热物性1.4辐照(或)燃耗对热物性的影响 1.1核燃料 核燃料 含有易裂变核素，能够在反应堆内实现自持链式裂变反应、释放核能的材料 广义核燃料还可以包括可转换（裂变）核素，如Th-232和U-238 易裂变核素 指在不同能量中子...
近日，我院辐射技术研究所的陈琳研究团队依托财政资金改革与发展专项课题，自主研发制备了一种具有抗辐照、耐高温蒸汽氧化性能的核燃料包壳涂层材料。陈琳团队 目前，锆合金涂层制备技术主要包括磁控溅射、多弧离子镀、化学气相沉积、热喷涂层等。传统的涂层沉积技术，可能存在大颗粒、孔洞等组织缺陷问题，致密性低、膜基...
一种先进核燃料元件包壳用fecral基合金材料,以重量计,cr:12.5～14.5%,al:3.5～5.5%,mo:1.7～2.0%,nb:0.8～1.0%,ti:0.5～1.0%,si:0.1～0.2%,zr+ta+w:0.1～0.3%,ga+ni:0.1～0.2%,余量为铁和符合工业标准的杂质。 以重量计,cr:14.5%,al:5.0%,mo:2.0%,nb:1.0%,ti:0.9%,si:0.2%,zr+ta+w:0.3...
锆合金作为核燃料包壳材料已经40多年,并经历了三代合金,而SiC是一种极具应用潜力的材料,有可能成为第4代核反应堆的包壳材料。 这种材料的优点是: 1、熔点高 熔点高达2730℃,所以在冷却剂丧失(LOCA)事故发生时也不会发生危险。 2、不会放热 由于SiC与水蒸气反应活性很低,发生失水事故,温度升高也不会产生大量...
在核电站中,燃料包壳肩负着阻止裂变产物外泄、隔离燃料块和冷却水(避免二者发生反应)、把裂变产生的热能传出去等功能,是核电站的第二道安全屏障。目前国内外核燃料包壳普遍使用的材料主要是锆及锆合金,碳化硅-碳化硅复合材料因具有低热中子吸收截面、良好高温力学性能、良好的抗辐照性能和抗氧化性能,在核燃料包壳领域...
在核电站中,燃料包壳肩负着阻止裂变产物外泄、隔离燃料块和冷却水(避免二者发生反应)、把裂变产生的热能传出去等功能,是核电站的第二道安全屏障。目前国内外核燃料包壳普遍使用的材料主要是锆及锆合金,碳化硅-碳化硅复合材料因具有低热中子吸收截面、良好高温力学性能、良好的抗辐照性能和抗氧化性能,在核燃料包壳领域...
摘要 本发明具体提供了本发明一种核燃料包壳材料FeCrAl合金的热处理方法,其特征在于,工艺流程是:(1)将试样置入1230℃温度环境下,保温20小时,空冷,消除有害相和成分偏析。(2)固溶处理:将试样置于800℃保温3小时,空冷。消除核燃料包壳材料FeCrAl合金在开坯锻造、热轧、冷轧过程中的加工硬化,制备组织均匀性高,晶粒尺...