锆板在核反应堆格架中的中子屏蔽性能如何？

锆板（如 Zr-4 合金）的热中子吸收截面仅 0.20b，中子透过率＞99%，可有效减少中子损失。其弹性模量（99GPa）与燃料棒膨胀系数（5.8×10⁻⁶/℃）匹配，在堆内辐照（剂量 10²⁰n/cm²）后，尺寸变化率＜0.3%，确保格架结构稳定性。

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