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| 国外锆合金研究发展概况 | |
| 引用本文： | 杨忠波.国外锆合金研究发展概况[J].中国核工业,2016(10):40-41. |
| 作者姓名： | 杨忠波 |
| 作者单位： | 中国核动力研究设计院 |
| 摘 要： | <正>锆是热中子吸收截面最低的金属之一,通过在锆中添加一定的元素(锡、铁、铬等)制成的锆合金具有良好的耐高温水腐蚀性能、良好的综合力学性能和较高的导热性能等一系列优点,是目前轻水反应堆燃料元件唯一理想使用的包壳材料。与早期使用的奥氏体不锈钢作为燃料包壳相比,采用锆合金明显减少了中子损失,提高了燃料的利用率。此外,锆合金还广泛用于堆芯其他结构材料,如燃料棒端塞,为燃料棒提供径向和轴向支撑的定位 |
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