锆锡合金   (zirconium tin alloys)

以锆为基加入一定量的锡、铁、铬、镍等元素而形成的锆合金。锆锡合金的代表合金牌号为ZrSn1.4-0.1合金(Zr-2合金)和ZrSn1.4-0.2合金(Zr-4合金)，它们的主要用途为用作轻水冷却反应堆中的燃料包壳管，Zr-2合金用于沸水堆，Zr-4合金用于压水堆。

成分    锆锡合金的主要合金元素的含量列于表1。

锆锡合金主要合金元素的选择原则是不能明显增加锆的热中子吸收截面；在提高锆的耐蚀性和强度的同时，不能过多地损害工艺性能。锡、铁、铬、镍等合金元素的综合加入，可提高材料的强度和耐蚀性、耐蚀膜的导热性，降低表面状态对腐蚀的敏感性。Zr-4合金中取消镍，适当增加铁的含量，腐蚀过程的吸氢量仅为Zr-2合金的一半左右。Zr-2和Zr-4合金使用最广的为无缝管，其主要加工工序为：配制自耗电极，真空电弧熔炼，锻造，热挤压，冷加工轧制，退火，精整和检验。(见锆合金)。

性能  主要包括物理性质，力学性能，腐蚀性能和辐照性能。

物理性质     合金的物理性质列于表2。

力学性能Zr一2、Zr一4合金的力学性能分别列于表3、表4、表5、表6中。

 腐蚀性能    Zr-2、Zr-4合金主要是用作核反应堆的燃料包套材料。根据核反应堆的工况条件，对材料需进行静水和动水腐蚀试验。静水腐蚀在高压釜内进行，动水腐蚀在动水回路中进行。静水腐蚀包括水腐蚀和蒸汽腐蚀。水腐蚀采取的制度有：316℃，10.69MPa；336℃，13.7MPa；360℃，18.6MPa三种。蒸汽腐蚀采取的制度是400℃，10.3MPa。动水腐蚀常用的制度是345℃，15.7MPa。腐蚀试验所用的水为二次离子交换水，水质为中性，其电阻率高于50MΩ•m。

Zr-2合金在400℃，10.3MPa的蒸汽中腐蚀3天的腐蚀增重低于22mg／dm²；14天的腐蚀增重低于38mg／dm²，试样表面生成黑色光亮的致密氧化膜，并无白点、白条等瑕疵出现，41天发生转折。Zr-4合金的腐蚀性能与Zr-2合金基本相同，另外它在360℃、18.6MPa的高温水中110天发生转折，转折后的腐蚀速率低于15mg／dm²•月。

辐照性能      Zr-2、Zr-4合金在核反应堆中使用将受到强烈的辐照，其中包括中子、β-射线、γ-射线和裂变碎片的辐照，其中最大量的为中子辐照。合金的中子辐照性能分别列于图1、图2和表7。