技術總結
本發(fā)明屬于特種合金材料技術領域，具體涉及一種核動力堆芯用鋯合金材料。按重量百分含量計，由下列成分組成：Sn：0.40?0.80，Nb：0.75?1.10，F(xiàn)e+Cr：0.20?0.50，F(xiàn)e/(Nb+Fe)：0.20~0.35，Cu或Bi或Ge：0.01?0.1，Si或S：0.002?0.02，O：0.06?0.15，C：小于0.008，N：小于0.006；余量為鋯。本發(fā)明在Zr?Sn?Nb系合金基礎上，添加了其他用于改善合金性能的成分，既改善了合金的耐腐蝕性能，又改善了合金的力學性能及抗輻照性能，從而滿足核動力反應堆高燃耗對堆芯結構材料的要求。由這種原型合金制備的合金材料提高了在堆外純水特別是在氫氧化鋰水溶液中的耐均勻腐蝕性能。通過具體實施方式中的試驗檢測結果，可以認為這些合金在反應堆內(nèi)使用具有更優(yōu)良的耐均勻腐蝕性能、較高的抗蠕變和疲勞特性、抗輻照生長性能。

技術研發(fā)人員：趙文金;楊忠波;戴訓;苗志;易偉;黃照華;邱軍;徐春容;廖志海;王朋飛;董瓊根
受保護的技術使用者：中國核動力研究設計院
文檔號碼：201210578413
技術研發(fā)日：2012.12.27
技術公布日：2017.02.22