核能. 反应堆容器和内部构件中子注量和每原子位移(DPA)的测定 是非强制性国家标准,您可以免费下载预览页
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通常以原子位移(dpa)来衡量材料的辐照损伤程度,轻水堆电站中锆合金每一循环下所受辐照损伤为20dpa。除了上述特点之外,锆合金同时具有好的强度、塑性及蠕变性能,良好的抗腐蚀性能、导热系能以及低的线膨胀系数。优异的综合服役性能使其成为核电包壳材料的首选。其他关键部位材料相比于与堆芯“亲密接触”的包壳材料,其他结构材料对辐照性能的要求则有所下降,但对其强度、塑韧性、耐蚀性以及焊接性能等要求同样苛刻。...
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