一种核反应堆包壳用fecral基合金材料，以重量计，cr:12.5～14.5%,al:3.5～5.5%,mo:2～3.5%,nb:1～2.5%,si:0.1～0.5%,zr:0～0.5%,mn:0-0.05%,la+ce或la+y:0.01～0.1%,余量为铁和据俄罗斯国家研究型技术大学莫斯科国立钢铁合金学院(nust misis)新闻处消息，材料学家们制造出了一种独特的三层材料“钢—钒—钢”，它能够长久耐受高达700 ℃的高温、刚性辐射
锆主要以合金的形式被用于制作轻水核反应堆的燃料组件的包壳管、压力管、格架、端塞、仪表盒等，其中包壳管的用量最大，占整个锆材用量的80%左右。燃料组件是核反应堆的核心，4 4材料的腐蚀性能4 5材料的辐照性能第5章核燃料5 1概述5 2金属型核燃料5 3陶瓷型核燃料5 4弥散型核燃料第6章反应堆结构材料6 1概述6 2燃料包壳材料
≥▽≤ 将B4C粉末装入不锈钢管中构成控制棒组件；高温气冷堆中使用碳与B4C结合成的圆柱体作为控制棒；快中子增殖堆则是将B4C烧结芯块装入不锈钢包壳制成控制棒，作为反应堆芯控制棒材料。燃料组件是核反应堆的核心，其安全性和可靠性取决于Zr 合金包壳，因此锆合金材料是核反应堆芯的关键结构材料，被称为核反应堆的“第1 道安全屏障”，燃料组件是核电站运行的
●﹏● 钼合金，一种具有高强韧性并且耐高温的合金，用途正在越来越广泛。近日我国中科院合肥研究院官网发文称，该院固体所内耗与固体缺陷研究部和中国核动力研究设计院合作在高性能钼合金核电站由核岛、常规岛、配套设施等组成，核岛包括核反应堆、蒸汽发生器、主泵等。反应堆安全壳是包在反应堆外面起保护作用的立式圆柱状外壳。核电站反应堆发生
俄罗斯国家研究型技术大学莫斯科国立钢铁合金学院研发出一种独特的三层“钢—钒—钢”合金材料，能长久耐受高达700℃的高温、刚性辐射性照射、机械压力和化学影响，这种复合材料可应核反应堆材料.ppt,对包壳材料的性能要求核性能：小的中子吸收截面，辐照稳定性特别是热中子堆或用天然铀作燃料的反应堆，对包壳材料中子吸收截面的限制十分严格。对快中子堆，大多数
