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    锆合金

    核反应堆燃料元件的安全可靠性和使用寿命与包壳材料的性能密切相关。锆合金由于具有低的热中子吸收截面,是燃料元件最理想的包壳材料,锆合金燃料元件能够承受堆内所处的中子辐照、高温高压冷却介质冲刷等极端苛刻的工况条件。在堆内服役过程中,锆合金包壳会发生腐蚀、氢脆、蠕变和疲劳,以及辐照损伤等失效过程,这些失效行为与锆合金的微观组织与织构密切相关。锆合金材料的制备过程包括真空熔炼、相区锻造及加热淬火、热轧/热挤压、冷轧及退火等。


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