N18合金的低周疲劳行为研究

【作者】 谭军； 应诗浩； 孙超； 李聪；

【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,更多还原