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用于未加氫除氧壓水堆中核燃料元件包殼材料鋯合金的制作方法

文檔序號:11570721閱讀:來源:國知局

技術(shù)特征:

技術(shù)總結(jié)
本發(fā)明涉及一種未加氫除氧壓水堆中核燃料元件包殼用鋯合金,屬于鋯合金材料技術(shù)領(lǐng)域。該鋯合金的化學(xué)組成以重量百分比計為:0.73%~1.1%Sn,0.25%~0.6%Fe,0.1%~0.25%Cr,余量為Zr和不可避免的雜質(zhì)。本發(fā)明的鋯合金不含鈮元素,因此對腐蝕介質(zhì)中的溶解氧不敏感,同時這種合金在4種腐蝕條件包括500℃/10.3?MPa過熱蒸汽、400℃/10.3?MPa過熱蒸汽、360℃/18.6?MPa/0.01?M?LiOH水溶液和360℃/18.6?MPa去離子水中分別腐蝕時,都表現(xiàn)出非常優(yōu)良的耐腐蝕性能,明顯優(yōu)于Zr?4合金。用作未加氫除氧壓水堆中核燃料元件包殼材料。

技術(shù)研發(fā)人員:姚美意;黃嬌;周邦新;張金龍;李強
受保護(hù)的技術(shù)使用者:上海大學(xué)
技術(shù)研發(fā)日:2017.02.14
技術(shù)公布日:2017.08.11
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