国家标准计划《金属和合金的腐蚀 核反应堆用锆合金水溶液腐蚀试验》由 TC183（全国钢标准化技术委员会）归口，TC183SC11（全国钢标准化技术委员会金属和合金的腐蚀分会）执行 ，主管部门为中国钢铁工业协会。

主要起草单位 国核锆铪理化检测有限公司 、冶金工业信息标准研究院等 。

本标准等同采用ISO国际标准：ISO 10270:1995。

采标中文名称:金属和合金的腐蚀 核反应堆用锆合金水溶液腐蚀试验。

能源建设领域的合作是我国“一带一路”的重要内容之一，核电“走出去”是我国“一带一路”战略的重要组成部分，与高铁一起成为我国的两张“名片”。

“一带一路”中28个国家发展核电，核电台数达到126台，装机规模1.5亿千瓦，市场前景广阔。

根据“十三五”规划，2020年装机容量达到5800万千瓦，在建规模世界第一。

我国目前有35台机组，每一台机组的换料在10吨左右。

这对国内锆合金的需求提出了挑战。

锆合金，中子吸收截面小，具有良好的耐高温水腐蚀性能，是制造核反应堆中铀芯块的包壳材料。

现在全世界的核电站除快堆外，都是用锆合金管材。

目前国内核电站的锆材全部是进口，这对整个国家的安全战略和能源战略是个挑战。

水腐蚀试验是锆合金必须进行的检测项目。

它是模拟反应堆内部状况，分析评价锆合金在堆内环境中耐蚀性能的重要检测指标。

所有入堆的锆合金产品都要进行水腐蚀检测。

国内目前没有核反应堆用锆合金水溶液腐蚀试验的国家标准，还属于空白。

由于没有统一的试验标准，各个实验室的检测方法不同，造成结果存在差异，这对锆合金的合格性判定造成了困扰。

为填补这一空缺，与国际接轨，兵规范试验过程，需要建立此标准。

范围： 核反应堆用锆合金在360℃、400℃及400℃以上腐蚀。 技术内容： ？仪器和设备的要求（含计量）； ？样品前处理和称重； ？试验过程（装水量，放气方式，水质等要求）； 控制样的制备。