| 核反应堆用锆合金性能分析 |
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| 引用本文： | 马林生,王快社,岳强,彭胜.核反应堆用锆合金性能分析[J].金属世界,2014(5):38-42. |
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| 作者姓名： | 马林生 王快社 岳强 彭胜 |
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| 作者单位： | 西安建筑科技大学，陕西西安710055; 国核宝钛锆业股份公司，陕西宝鸡721013 |
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| 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。
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| 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 |
Performance Analysis of Zirconium Alloys for Neclear Reactor |
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| MA Lin-sheng,WANG Kuai-she,YUE Qiang,PENG Sheng.Performance Analysis of Zirconium Alloys for Neclear Reactor[J].Metal World,2014(5):38-42. |
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| Authors: | MA Lin-sheng WANG Kuai-she YUE Qiang PENG Sheng |
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