GB/T 43062-2023由国家质检总局 CN-GB 发布于 2023-09-07,并于 2023-09-07 实施。
GB/T 43062-2023 在中国标准分类中归属于: F60 核反应堆综合,在国际标准分类中归属于: 27.120.10 反应堆工程。
为了降低快堆燃料成本,商用快堆的燃耗深度要求达到200GW·天/吨,同时,包壳材料所承受的中子辐射损伤量可高达150dpa。快堆包壳材料面临的最主要问题是辐照肿胀。因此亟待高温蠕变强度高且抗辐照肿胀性好的钢材作为快堆中的堆芯燃料材料和六角形外套材料。核聚变堆和ITER计划核聚变是两个较轻的原子核聚合为一个较重的原子核,并释放出能量的过程。...
利用分子动力学方法在原子尺度上对材料进行计算机模拟后发现,这些合金的抗辐照能力归于被撞离原子在材料内部的位移方式,使得离位原子更容易和空位复合而让大量的空位湮灭,避免空位聚集形成更大的空腔(图4)。与此同时,威斯康星大学的研究人员利用原位透射电镜证实了该理论解释。...
由于反应堆内具有瞬发中子和缓发中子,缓发中子出现的时间迟,使得反应堆内总的中子在反应堆内的寿命变长,得以反应堆内产生的中子数和消失的中子数可以控制。...
在安全性方面,核动力航天器在运行过程中会产生较高剂量的中子和γ射线。目前,包括美国、日本、中国在内的许多国家陆续开始将金属氢化物用作中子辐射屏蔽的研究,中国原子能科学研究院王毅等的模拟结果表明金属氢化物材料的中子屏蔽性能明显优于传统的中子屏蔽材料。...
Copyright ©2007-2022 ANTPEDIA, All Rights Reserved
京ICP备07018254号 京公网安备1101085018 电信与信息服务业务经营许可证:京ICP证110310号