技术编号：9804848
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。 锆合金由于热中子吸收截面小，同时在高温高压水和蒸汽中有很好的抗腐蚀性 能，在堆内有相当好的抗中子福照性能，因而被普遍用作核动力水冷反应堆的包壳材料，也 是目前核电站反应堆唯一采用的包壳材料。在轻水反应堆的发展过程中，燃料设计对反应 堆堆芯结构部件，如燃料元件包壳、格架、导向管等，提出了很高的要求。早期，包壳材料通 常由Zr-4合金制成，之后高燃料燃耗的设计要求提高冷却剂温度和延长锆合金包壳在堆内 的停留时间，从而使得锆合金包壳面临着更为苛刻的腐蚀环境，这...
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