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(dāng)?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。
聲明:
“壓水堆核電廠用鋯合金及其制備方法” 該技術(shù)專利(論文)所有權(quán)利歸屬于技術(shù)(論文)所有人。僅供學(xué)習(xí)研究,如用于商業(yè)用途,請聯(lián)系該技術(shù)所有人。
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