技术编号：11249406
提示：您尚未登录，请点 登 陆 后下载，如果您还没有账户请点 注 册 ，登陆完成后，请刷新本页查看技术详细信息。本发明属于核安全控制技术领域，涉及反应堆包壳材料高温蒸汽氧化淬火试验装置及其试验方法。背景技术反应堆包壳是核燃料的第一道屏障，是保障反应堆核安全的重要部件，除了应具备正常运行工况下的各项物理、化学、力学、腐蚀及辐照性能外，还应在像失水事故(LOCA)这样的设计基准事故条件下，具备足够的抵抗能力。尤其在2011年日本福岛核电站发生核燃料泄漏事故后，各国重新审视核电厂的安全问题，对评估反应堆包壳材料的抗事故能力更为关注。失水事故是核电厂设计基准事故，该事故下的反应堆包壳材料性能必须进行评估。失水事故...
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