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例如，沸水堆一般用锆-2合金，压水堆和重水堆用锆-4合金。与此同时，锆合金同样具有良好的抗辐照损伤能力。锆合金的堆内辐照损伤主要是由与快中子的相互作用而引起的。...
为消除瓶颈、补齐短板，2010年，中核集团启动重点科技专项“压水堆元件设计技术”研究，明确CF3以新型包壳材料N36锆合金为突破口，N36锆合金管棒材研制是专项的主要研究内容。 ...
在正常运行条件测试中，MIT采用三层包壳设计。中间层是用SiC加强的SiC纤维复合材料。试验管材在MIT研究堆的专用回路测试。试验回路具备大型核电站的冷却剂温度和化学条件。 Kazimi表示，SiC包壳不但能降低事故中的风险，而且由于与水反应缓慢，在正常条件下也具有老化慢、寿期长的特点，从而有助于提升核燃料燃耗。...
研究的热点主要集中于3个方面：1）正常工况下燃料的安全性和可靠性；2）事故工况下裂变产物释放、燃料熔化、氧化产氢等可能性的评价；3）高温下力学性能。 由于ATF包壳材料的材料特性（如中子吸收截面、热导率等）与传统的锆合金包壳材料的不同，因此会对反应堆物理、热工水力等造成影响。...
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