T004227　动力堆燃料材料的辐照和腐蚀

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中国核学会核材料学会编。

原子能出版社1991年4月版。35．7万字。

收集1989年10月中国核材料学会学术交流会的部分学术论文46篇。内容包括反应堆用材料的中子辐照效应的研究，概述反应堆压力壳钢辐照效应的计算方法；提出了模拟中子辐照损伤的模型，简要地描述计算模拟模型以及有关的基本公式。对作为燃料元件包壳用锆合金管耐腐蚀性能及热处理的影响进行深入的研究。对引起压水堆动力装置的关键设备之一的蒸汽发生器破损原因进行分析，提出了改善和消除产生各种腐蚀的工艺措施。

还研制了秦山300MW压水堆电站控制棒包壳管用材料0Cr18Ni9Ti不锈钢，论述不同的工艺路线、热处理温度和最终冷变形量的摸索得出最佳的工艺制度。