GB/T7166-1987核動力堆堆芯或堆主包殼內溫度測量特*和測試方法
結果表明其由核心和疊層石包殼組成,具有核形石特有的結構和構造.
論述了輻照後包殼管在熱室中的拉伸、爆破、蠕變等試驗方法，比較輻照前後包殼力學*能的變化。
回收的材料包括鋁包殼，棉花絕緣和鋼回收的內容。
爲了防止放*物泄漏,核燃料被放在一根根由金屬鋯包殼密封元件棒中,元件棒構成的堆芯放置在壓力容器裏,外面還有安全殼和建築物。
該箱用硅*鋁隔熱和聚氨酯保溫，外包殼是鏽鋼
在覈電站中，這些密度已經很低的核燃料，又裝在鋯包殼內，鋯包殼則浸泡在大量作爲冷卻劑和慢化劑的水中
鋯合金作爲輕水核反應堆燃料元件的包殼材料已得到了廣泛的應用並積累了豐富的經驗，因而仍被列爲SCWR潛在的應用材料。
在覈電站中，這些密度已經很低的核燃料，又裝在鋯包殼內，鋯包殼則浸泡在大量作爲冷卻劑和慢化劑的水中。
不鏽鋼外包殼體，結構緊湊，佔地面積小，耗能低。
包殼的膨脹會使不透明的塵埃逐漸變得稀
粘土包殼作爲石英晚期膠結作用的抑制劑可能是特別重要的。
雙芯高溫電纜與螺旋形線圈的線頭在*形圓環骨架內焊接後穿出，與裝在鋼包殼體上的連接器盒連接。
M金是一種適用於高燃耗組件的新型鋯合金，主要用作燃料棒包殼端塞導向管和定位格架材料
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