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N18合金的低周疲劳行为研究
【机构】 中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室；
【摘要】 <正> 由于锆合金的热中子吸收截面低,并具有良好的综合力学性能、理想的热导率以及优异的耐高温水腐蚀性能,因此,在当今的核动力反应堆中,锆合金被普遍用作核燃料的包壳材料和其它结构部件材料。反应堆运行时,由于堆功率的波动和水冷却介质的流致振动,锆合金包壳以及压力管等结构部件会产生循环变形,在极端情况下出现疲劳破损。吸氢是锆合金的固有特性,在水冷动力堆中,
- 【会议录名称】 中国力学学会学术大会’2005论文摘要集（上）
- 【会议名称】中国力学学会学术大会’2005
- 【会议时间】2005-08
- 【会议地点】中国北京
- 【分类号】TG115.5
- 【主办单位】中国力学学会、北京工业大学