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锆合金是水冷核动力反应堆中的燃料元件包壳材料.无论从保障核反应堆的安全性、可靠性还是从核电的经济性考虑,都对锆合金的性能提出了更高的要求.特别是当要求降低核电的成
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锆合金是水冷核动力反应堆中的燃料元件包壳材料.无论从保障核反应堆的安全性、可靠性还是从核电的经济性考虑,都对锆合金的性能提出了更高的要求.特别是当要求降低核电的成本,需要提高核燃料燃耗和延长核燃料的换料周期时,改善燃料元件包壳水侧的耐腐蚀性能就变得尤为迫切.由于压水堆一回路中采用添加H<,3>BO<,3>,用<10>B作可燃毒物,所以需要添加LiOH调节pH值,但添加LiOH后对锆合金的耐腐蚀性能产生有害作用.近年来,核材料专家们一直在努力提高锆合金在LiOH高温水溶液中的耐腐蚀性能.该文作者主要在以下三个方面开展研究,探索提高锆合金在LiOH高温水溶液中耐腐蚀性能的方法：第一个方面研究了LiOH水溶液影响锆合金耐腐蚀性能的机理.第二个方面研究了合金元素对锆合金在LiOH水溶液中耐腐蚀性能的影响.第三个方面研究了热处理制度对Zr-Sn-Nb（Fe）合金显策组织和耐腐蚀性能的影响.
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