1) Zr-4 alloy cladding tube
Zr-4合金包壳管
2) zircaloy-4 cladding tube
锆-4合金包壳管
1.
The paper depicts the mechanism of nodular corrosion of zircaloy-4 cladding tubes and the approach improving nodular corrosion performance.
阐述了锆-4合金包壳管疖状腐蚀机理及改善疖状腐蚀性能的途径,并通过生产实践证明采用高Fe和Cr化学成分和低温加工工艺改善锆-4合金包壳管抗疖状腐蚀性能的方向是正确的、可行的。
3) Zr-4 alloy
Zr-4合金
1.
Fretting Corrosion Property of Zr-4 alloy in Na_2SO_4 Solution;
Zr-4合金在Na_2SO_4溶液中的微动腐蚀磨损特性
2.
The microstructures and polarization curves of Zr-4 alloy treated by laser surface niobium alloying,electron beam surface niobium alloying and niobium ion implantation alloying were studied.
通过对Zr-4合金进行激光表面铌合金化、电子束表面铌合金化和铌离子注入,分析了表面铌合金化后锆合金表层的显微组织,并测定了表面合金化后锆合金在酸性溶液中的极化曲线。
3.
The hot deformation behaviors of Zr-4 alloy under the temperature range of 750～950 ℃and strain rate range of 0.
在Gleeble-1500热模拟机上对Zr-4合金进行了热压缩试验,研究了其在750~950℃和0。
4) Zircaloy-4
Zr-4合金
1.
Study on the Anodic Oxide Film and Autoclaved Oxide Film of Zircaloy-4;
Zr-4合金的阳极氧化膜与高压釜预生膜对比研究
2.
Effect of Texture on Cyclic-deformation Behavior of Zircaloy-4;
织构对Zr-4合金循环变形行为的影响
3.
Corrosion of Zircaloy-4 in Aqueous Solutions of LiOH and KOH;
LiOH水溶液加速Zr-4合金腐蚀的研究
5) Zr-4 alloy plate
Zr-4合金板
6) zircaloy cladding tube
锆锡合金包壳管
补充资料：锆合金包壳核燃料
分子式：
CAS号：
性质：锆合金包壳核燃料多作为轻水堆的燃料元件。锆的中子吸收截面小，锆合金的抗腐蚀性能良好，在压水堆的温度、压力下有足够强度。以烧结二氧化铀为燃料，锆合金为包壳的燃料元件已广泛应用于各种水冷堆。铪是热中子强吸收剂，锆铪分离困难，因此锆的生产成本较高，目前主要以合金形式(锆-2合金和锆-4合金等)使用。
CAS号：
性质：锆合金包壳核燃料多作为轻水堆的燃料元件。锆的中子吸收截面小，锆合金的抗腐蚀性能良好，在压水堆的温度、压力下有足够强度。以烧结二氧化铀为燃料，锆合金为包壳的燃料元件已广泛应用于各种水冷堆。铪是热中子强吸收剂，锆铪分离困难，因此锆的生产成本较高，目前主要以合金形式(锆-2合金和锆-4合金等)使用。
说明：补充资料仅用于学习参考，请勿用于其它任何用途。
参考词条