一种核反应堆燃料包壳用锆合金制造技术

本发明专利技术公开了一种核反应堆燃料包壳用锆合金，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.2％～1.5％，Nb 0.2％～2.0％，Fe 0.1％～0.8％，Cr 0.05％～0.2％，Te 0.005％～0.2％，O 700ppm～1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。本发明专利技术的锆合金具有优良的耐腐蚀性能和良好的力学性能，在温度为360℃，压力为18.6MPa的条件下将所述锆合金浸入去离子水中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于65mg·dm‑2；或者在温度为400℃，压力为10.3MPa的条件下将所述锆合金置于去离子水蒸汽氛围中腐蚀200天后，腐蚀增重不大于95mg·dm‑2。

【技术实现步骤摘要】

【技术保护点】
一种核反应堆燃料包壳用锆合金，其特征在于，由以下质量含量的成分组成：Sn 0.2％～1.5％，Nb 0.2％～2.0％，Fe 0.1％～0.8％，Cr 0.05％～0.2％，Te 0.005％～0.2％，O 700ppm～1400ppm，余量为Zr及不可避免的杂质。

【技术特征摘要】

【专利技术属性】
技术研发人员：周军，李中奎，石明华，张建军，田锋，王文生，文惠民，尉北玲，
申请(专利权)人：西部新锆核材料科技有限公司，
类型：发明
国别省市：陕西;61