反应堆用SiC陶瓷基复合包壳材料研究进展

发布时间：2017-10-02 20:23

  本文关键词：反应堆用SiC陶瓷基复合包壳材料研究进展

  更多相关文章： 碳化硅 包壳材料 反应堆 中子辐照 研究进展

【摘要】：核燃料元件的包壳材料是反应堆安全的重要屏障。随着核动力反应堆向高燃耗、长燃料循环寿命、高安全性趋势的发展,传统Zr合金包壳材料因其铀燃耗极限(62 MW·d/kg)、高温腐蚀、氢脆、蠕变、辐照生长、芯/壳反应等缺陷,已不能满足未来第四代核能系统燃料元件对包壳材料的苛刻要求。Si C因其更小的中子吸收截面、低衰变热、高熔点及优异的辐照尺寸稳定性等优点,以Si C为基体的陶瓷基复合材料成为新一代包壳材料研究的热点。结合Si C的晶体结构、热物理特性,对其在第四代核反应堆包壳材料中的设计思路、中子辐照效应、热一力性能、与UO,的化学反应等进行了概述,对SiC基复合材料在未来核能领域的应用前景进行了展望。
【作者单位】： 中国核科技信息与经济研究院;
【关键词】： 碳化硅 包壳材料 反应堆 中子辐照 研究进展
【分类号】：TL34;TB332
【正文快照】： 燃料元件的包壳须能保护燃料使其不受冷却剂的化学腐蚀与机械侵蚀,并防止裂变产物进人冷却剂回路。核反应堆用包壳材料须满足如下要求:1)较小的中子吸收截面;2)在冷却剂与裂变气体内外压力双重作用下,须具有良好的机械稳定性;3)中子辐照下的尺寸稳定性;4)与裂变产物之间的反应

【相似文献】

中国期刊全文数据库 前1条

1 黄晨;彭顺米;苏喜平;;先进快堆包壳材料ODS合金的研发[J];中国原子能科学研究院年报;2009年00期

中国重要会议论文全文数据库 前1条

1 黄晨;彭顺米;苏喜平;;先进快堆包壳材料ODS合金的研发[A];中国原子能科学研究院年报 2009[C];2010年

中国硕士学位论文全文数据库 前1条

1 钱昕;基于小样品测试技术的SCWR包壳材料的辐照性能研究[D];华北电力大学;2012年

，

本文编号：961626