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2018-03-17 发布于天津
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国产快堆燃料元件包壳材料不锈钢的中子辐照效应.pdf

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国产快堆燃料元件包壳材料不锈钢的中子辐照效应

CNIC-01716 SINRE-0107 国产快堆燃料元件包壳材料 316 不锈钢的中子辐照效应 THE EFFECTS OF NEUTRON IRRADIATION ON THE TYPE 316 STAINLESS STEEL FOR HOMEMADE FAST REACTOR FUEL ELEMENT CLADDING MATERIAL (In Chinese) 中国核情报中心 China Nuclear Information Centre 10 CNIC-01716 SINRE-0107 国产快堆燃料元件包壳材料 316 不锈钢的中子辐照效应毛林彬杨治全单润华税忠伟尹顺玖鲁长龙彭小明 ( 中国核动力研究设计院，成都，610005) 摘要介绍国产六种不同成分与工艺的快堆燃料元件包壳材料316 不 21 2 锈钢 (316SS) 经650 ℃高温、积分中子注量3.1 ×10 n/cm (E ＞0.1 n MeV) 的辐照概况，以及辐照后在650 ℃与室温下的拉伸力学性能试验和金相检查的结果及评述。关键词：316 不锈钢中子注量力学性能金相检查 11 The Effects of Neutron Irradiation on the Type 316 Stainless Steel for Homemade Fast Reactor Fuel Element Cladding Material MAO Linbin YANG Zhiquan SHAN Runhua SHUI Zhongwei YIN Shunjiu LU Changlong PENG Xiaoming (Nuclear Power Institute of China, Chengdu, 610005) ABSTRACT The irradiation experiments on the homemade 316 stainless steel of six kinds of chemical composition with different treatment technology used for fast reactor fuel element cladding material are introduced. The materials have been irradiated in 21 the High Flux Engineering Test Reactor (HFETR) to a fluence of 3.1 ×10 neutorn/cm2 ( ＞0.1 MeV) at 650 ℃ and subsequently tension has been tested at the sam