技术编号：11570721
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。本发明涉及一种用于未加氢除氧压水堆中核燃料元件包壳材料锆合金，属于锆合金材料技术领域。背景技术锆合金具有特殊的核性能(热中子吸收截面为0.18靶恩)，优良的耐腐蚀性能和适中的力学性能，而被广泛用作水冷核反应堆燃料元件的包壳材料，是压水堆核电站中非常重要的结构材料。锆合金包壳在工作时因受高温高压水的腐蚀发生氧化，使锆合金包壳的有效厚度减薄，影响其使用寿命。Zr-4(Zr-1.5Sn-0.2Fe-0.1Cr)合金从20世纪60年代中期已开始广泛应用于水冷堆核电站中，并且表现出了优异的耐腐蚀性能。然而...
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