【摘 要】
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为进一步提高压水堆燃料元件包壳材料锆合金的抗腐蚀能力,以满足新型核动力反应堆高燃耗和长寿期的要求,我国开发了属Zr-Sn-Nb系的两种新锆合金.碘致应力腐蚀开裂(I-SCC)是锆
【机 构】
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中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室,四川大学材料科学与工程学院
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为进一步提高压水堆燃料元件包壳材料锆合金的抗腐蚀能力,以满足新型核动力反应堆高燃耗和长寿期的要求,我国开发了属Zr-Sn-Nb系的两种新锆合金.碘致应力腐蚀开裂(I-SCC)是锆合金燃料包壳的失效形式之一.本文对I-SCC断口形貌及腐蚀产物进行分析,可加深对新型锆合金的应力腐蚀裂纹萌生和扩展机理的认识.
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