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Zirconium alloys for a nuclear fuel cladding having a superior corrosion resistance by reducing an amount of alloying elements and methods of preparing a zirconium alloy nuclear fuel cladding using thereof

机译：用于核燃料包壳的锆合金，通过减少合金元素的数量而具有优异的耐腐蚀性，以及使用该锆合金制备锆合金核燃料包壳的方法

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Disclosed are a zirconium alloy for a nuclear fuel cladding having a good corrosion resistance by reducing an amount of alloying elements and a method of preparing a zirconium alloy nuclear fuel cladding using thereof. The zirconium alloy includes 0.2 to 0.5 wt % of niobium (Nb); 0.2 to 0.6 wt % of iron (Fe); 0.3 to 0.5 wt % of chromium (Cr); 0.1 to 0.15 wt % of oxygen (O); 0.008 to 0.012 wt % of silicon (Si) and a remaining amount of zirconium (Zr). The total amount of the niobium, the iron and the chromium is 1.1 to 1.2 wt %. A good oxidation resistance of the nuclear fuel cladding may be confirmed under accident conditions as well as normal operating conditions of a reactor, thereby improving economic feasibility and safety.
机译：本发明公开了一种通过减少合金元素的量而具有良好的耐腐蚀性的用于核燃料包壳的锆合金，以及使用该锆合金制备锆合金核燃料包壳的方法。锆合金包含0.2至0.5重量％的铌（Nb）;并且铁（Fe）的0.2至0.6 wt％; 0.3至0.5 wt％的铬（Cr）;氧气（O）的0.1至0.15 wt％; 0.008至0.012wt％的硅（Si）和剩余量的锆（Zr）。铌，铁和铬的总量为1.1至1.2重量％。在事故条件以及反应堆的正常运行条件下，可以确认核燃料包壳具有良好的抗氧化性，从而提高了经济可行性和安全性。

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