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核电用锆合金电阻对焊的研究进展 被引量：5
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作者 林健 冯刚 +4 位作者 雷永平 季顺成 崔泰然 鲁立 梁振新 《北京工业大学学报》 CAS CSCD 北大核心 2022年第10期1078-1087,共10页
核电站反应堆正朝着高安全性、高燃耗及长运行周期发展.锆合金是关键的核燃料棒包壳材料,包壳管通过焊接方法与端塞形成连接,对燃料棒起到密封和隔绝作用.锆合金的高温性能,尤其是其焊接接头的服役性能是反应堆安全运行的重要保障.详细... 核电站反应堆正朝着高安全性、高燃耗及长运行周期发展.锆合金是关键的核燃料棒包壳材料,包壳管通过焊接方法与端塞形成连接,对燃料棒起到密封和隔绝作用.锆合金的高温性能,尤其是其焊接接头的服役性能是反应堆安全运行的重要保障.详细介绍了常用锆合金材料的物理、力学性能,涉及的锆合金包括国产化的Zr-4合金、N36合金和CZ合金.对锆合金管-端塞接头的焊接工艺方法进行了总结,重点阐述了近年来锆合金燃料棒包壳管与端塞接头的电阻对焊研究成果.总结了锆合金电阻对焊接头显微组织特征和服役性能,并对包壳管与端塞电阻对焊方法的研究方向进行了展望. 展开更多
关键词 核燃料棒 锆合金 管-端塞结构 电阻对焊 显微组织 力学性能
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