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Zr—2.5Nb合金的初步研究
被引：0
|作者：
张孝全
[1
]
机构：
[1] 宝鸡有色金属研究所
来源：
关键词：
抗腐蚀性;
冷变形;
增重;
塑性变形;
水淬;
Zr;
时效处理;
D O I：
暂无
中图分类号：
学科分类号：
摘要：
(一)前言目前,水冷式原子能动力堆的燃料包复材料及压力管材料大都采用Zr—2,Zr—4合金,但很多设计者认为,这类锆合金不适于用在更高的温度下(比如400℃左右)使用。也很难使设计的许用应力进一步提高,这就在很大程度上限制了此类堆型的改进。据苏联,加拿大等国发表的资料认为Zr—Nb系合金很有使用前途,苏联已将Zr—1Nb合金用于水冷堆燃料包套管,加拿大已将Zr—2.5Nb合金用于有机冷却堆之燃料包套管及重水冷却堆之压力管;英,美,日,西德等也都
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