压水堆核电厂核岛机械设备焊接规范 第2部分:焊接填充材料验收 是非强制性国家标准,您可以免费下载预览页
为了中子的经济性以及核岛运行的安全性,包壳材料必须具有小的热中子吸收截面和良好的抗辐照损伤能力。锆的热中子吸收截面很小,为0.185b(1b=1×10-28m2),仅次于铍和镁,约为铁的1/30,比镍、铜、钛等金属小得多,散射截面为8b。这是选用锆合金作为反应堆材料的主要原因。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。...
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