CANDU重水堆Zr-2．5Nb压力管氢致延迟开裂行为研究

摘要：

锆合金由于具有低的热中子吸收截面、优异的耐高温高压水腐蚀性能、良好的综合力学性能和较高的导热性能，被广泛用作核反应堆燃料元件的包壳材料。

关键词： 锆合金 CANDU重水堆 包壳材料 开裂行为

作者: 孙超 应诗浩 YoungSuk Kim

作者单位: 中国核动力院 反应堆燃料及材料重点实验室,成都 610041 韩国原子能研究院(KAERI)核材料部,大田

会议类型: 国内会议

会议名称: 第十五届全国疲劳与断裂学术会议

会议地点: 广东佛山

会议语种:中文

页码: 31-32

在线出版日期: 2010-11-26（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）