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核反应堆用锆合金性能分析
Performance Analysis of Zirconium Alloys for Neclear Reactor
文献类型：期刊文章
机构地区：[1]西安建筑科技大学,陕西西安710055 [2]国核宝钛锆业股份公司,陕西宝鸡721013
年 份：2014
期 号：5
起止页码：38-42
语 种：中文
收录情况：CSA-PROQEUST、普通刊
摘 要：锆合金被普遍用作核动力水冷反应堆的燃料包壳管以及压力管、导向管、仪表管、端塞棒、定位格架等结构材料。锆及其合金的热中子吸收截面低,用锆合金代替不锈钢作为核反应堆的结构材料,可以节省铀燃料1/2左右。文章以Zr-Sn、Zr-Nb和Zr-Sn-Nb系典型锆合金为考察对象,较为系统地对比和分析了这些锆合金的合金元素、第二相粒子、力学性能、吸氢性能、腐蚀性能等的差异,对这些合金的应用情况进行评估,并在此基础上给出了新锆合金的研制建议。
关 键 词：锆合金 核反应堆 性能分析 结构材料 水冷反应堆 第二相粒子 定位格架 吸收截面
分 类 号：TL341]
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