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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。...
核电站主管道是连接反应堆压力容器和蒸汽发生器的大厚壁承压管道，是核蒸汽供应系统输出堆芯热能的“大动脉”，是压水堆核电站的核一级关键设备之一。 AP1000机组采用了超低碳控氮不锈钢整体锻造技术，材质要求高、加工制造难度大，堪称目前世界核电主管道制造难度之最。 AP1000主管道是我国AP1000自主化依托项目中唯一没有引进国外技术的核岛关键设备。...
国家电投集团科学技术研究院有限公司依托“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站科技重大专项”中的“核电关键设计软件自主化技术研究”课题支持，完成了反应堆堆芯物理、热工水力、系统安全分析一体化软件包 COSINE 的研发。中国广核集团有限公司独立研发了具有完全自主知识产权的核设计软件包 PCM，据此完成“华龙一号”堆芯设计。...
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