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Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金腐蚀模型研究

张坤 郭兴坤 刘振海 邢硕 陈平

张坤, 郭兴坤, 刘振海, 邢硕, 陈平. Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金腐蚀模型研究[J]. 核动力工程, 2015, 36(S2): 93-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0093
引用本文: 张坤, 郭兴坤, 刘振海, 邢硕, 陈平. Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金腐蚀模型研究[J]. 核动力工程, 2015, 36(S2): 93-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0093
Zhang Kun, Guo Xingkun, Liu Zhenhai, Xing Shuo, Chen Ping. Study on Corrosion Model for Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe Zirconium Alloy[J]. Nuclear Power Engineering, 2015, 36(S2): 93-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0093
Citation: Zhang Kun, Guo Xingkun, Liu Zhenhai, Xing Shuo, Chen Ping. Study on Corrosion Model for Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe Zirconium Alloy[J]. Nuclear Power Engineering, 2015, 36(S2): 93-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0093

Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金腐蚀模型研究

doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0093
详细信息
    作者简介:

    张坤(1984-),男,工程师,现主要从事反应堆燃料元件设计工作

  • 中图分类号: TL341

Study on Corrosion Model for Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe Zirconium Alloy

  • 摘要: 包壳材料是燃料组件设计研究的重点,而限制包壳材料的主要特性则是其腐蚀性能。锆合金腐蚀机理较为复杂,中子辐照条件对锆合金腐蚀又会产生不确定的影响,仅依赖堆外腐蚀试验难以评定锆合金的腐蚀性能并建立理论模型。本文通过结合Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金堆内腐蚀试验结果首次建立了Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金腐蚀模型。

     

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出版历程
  • 收稿日期:  2015-10-10
  • 修回日期:  2015-11-20
  • 网络出版日期:  2025-02-15

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