技術(shù)特征：

技術(shù)總結(jié)
本發(fā)明公開了一種壓水堆核電廠用鋯合金及其制備方法，解決了如何優(yōu)化合金元素的組成和配比用于開發(fā)出耐腐蝕性能更加優(yōu)良的鋯合金的問題。本發(fā)明按重量百分含量計，由下列成分組成：Sn：0.30?0.80，Nb：0.20?0.60，F(xiàn)e：0.20?0.45，Mo和/或Cu：0.01?0.15，O：0.06?0.18，余量為Zr及其它雜質(zhì)。本發(fā)明在Zr?Sn?Nb合金基礎(chǔ)上，添加了其他用于改善合金性能的成分，并選擇了適當?shù)慕M分含量，本發(fā)明提供的合金性能滿足核動力反應(yīng)堆高燃耗對堆芯結(jié)構(gòu)材料的要求，提高了在堆外純水和氫氧化鋰水溶液中的耐均勻腐蝕性能，提高了在高溫蒸汽中的耐癤狀腐蝕性能。本發(fā)明的合金在反應(yīng)堆內(nèi)使用具有更優(yōu)良的耐均勻和癤狀腐蝕性能、較高的抗蠕變和疲勞特性、抗輻照生長性能。

技術(shù)研發(fā)人員：程竹青;楊忠波;趙文金;彭倩;邱紹宇;陳勇;卓洪
受保護的技術(shù)使用者：中國核動力研究設(shè)計院
技術(shù)研發(fā)日：2017.05.25
技術(shù)公布日：2017.07.18