核反应堆用锆合金性能分析  

Performance Analysis of Zirconium Alloys for Neclear Reactor

作　　者：马林生[1,2] 王快社[1,2] 岳强 彭胜[1,2] 

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

出　　处：《金属世界》2014年第5期38-42,共5页Metal World

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[核科学技术—核技术及应用]