GB/T 7166-1987
核动力堆堆芯或堆主包壳内温度测量 特性和测试方法
In-core temperature or primary envelope temperature measurements in nuclear power reactor--Characteristics and test methods
购买全文，请联系:
- 标准号
- GB/T 7166-1987
- 发布日期
- 1987年01月07日
- 实施日期
- 1987年10月01日
- 废止日期
- 2016-11-01
- 中国标准分类号
- F87
- 国际标准分类号
- 17.240
- 发布单位
- 国家质检总局
- 代替标准
- GB/T 7166-2015
- 适用范围
- 本标准是核动力堆堆芯或堆主包壳内温度测量装置的特性、设计、制造和测试方法的通用规定，重点在于堆主包壳内或强辐射区中应用的特性上。
GB/T 7166-1987相似标准
推荐
三代核电堆芯测量系统自主研制成功
而在反应堆发生超设计基准事故和严重事故时还能测量出堆芯内的温度和关键点水位信息，大大提升了华龙一号反应堆堆芯的监测能力。 与此同时，华龙一号的堆芯探测器组件不再从压力容器底封头引出，而是通过堆内测量机构结构从反应堆压力容器顶盖引出，大大降低了堆芯融化和泄露概率，提高了华龙一号反应堆整体安全管理水平。 ...
我国第四代核裂变反应堆核“芯”技术获重要突破
燃料组件及包壳是铅基堆堆芯的核心构件，其结构设计和所用材料受到堆内复杂的服役环境的挑战。 由中国核学会理事长李冠兴院士、上海大学周邦新院士等行业内知名专家组成的专家组，近日对中科院核安全所自主研发的“中国铅基堆原型燃料组件及包壳材料”进行了成果鉴定。...
2017 年核能科技热点回眸
结果表明SiC/SiC 复合材料与传统的锆合金非常相似，但是FeCrAl 包壳使得能量的沉积更为迅速，并且幅度也更大。这种行为可能导致包壳的热膨胀率变快，使得包壳和燃料芯块提前发生反应。Liu等研究了ATF包壳材料的临界热通量特性对反应性引发事故的高温阶段可能造成的影响。他们发现FeCrAl 包壳的临界热通量只需提高10%即可极大地减小包壳的温度峰值。...