锆合金是锆或其他金属的固溶体。锆具有非常低的热中子吸收截面，高硬度，延展性和耐腐蚀性。锆合金的主要用途是核技术领域，例如核反应堆内的燃料棒等。核级锆合金的典型组成是超过95%锆和低于2%的锡，铌，铁，铬，镍和其它金属，加入这些金属来提高机械性能和耐腐蚀性。

锆合金在300～400℃ 的高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能、适中的力学性能、较低的原子热中子吸收截面（锆为0.18靶恩），对核燃料有良好的相容性，因此可用作水冷核反应堆的堆芯结构材料（燃料包壳、压力管、支架和孔道管），这是锆合金的主要用途。锆对多种酸（如盐酸、硝酸、硫酸和醋酸）、碱和盐有优良的抗蚀性，所以锆合金也用于制作耐蚀部件和制药器件。锆与氧、氮等气体有强烈的亲和力，所以锆和锆合金还在电真空和灯泡工业中被广泛用作非蒸散型消气剂（见消气材料）。锆具有优异的发光特性，所以成为闪光和焰火材料。

纯锆就其强度和抗蚀性能来说，都不能满足核燃料包壳和压力管的要求。20世纪40年代末，美国为了探索锆在水冷反应堆中的应用，着手研究锆基合金。到50年代中期，研制成具有优良综合性能的Zr-2合金 (Zirca-loy-2)，并用作世界第一艘核潜艇“舡鱼”号的核燃料包壳材料，后来又制成Zr-4（Zircaloy-4），Zr-1Nb和Zr-2.5Nb合金。二十多年来，各国也研究了许多其他锆合金，但因综合性能不如上述合金，因而应用不多。从海绵锆到锆合金，已实现工业化生产的国家有美国、俄罗斯、法国、德国、加拿大和中国等。

工业规模生产的锆基合金有两个系列：锆锡系和锆铌系。前者的代表是 Zr-2 合金，后者的代表是Zr-2.5Nb合金。锆的合金元素选择原则是：一不能明显增加锆的热中子吸收截面；二要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。在锆锡系合金中，锡、铁、铬、镍的综合加入(Zr-2合金)，可提高材料的强度及耐蚀性、耐蚀膜的导热性，降低表面状态对腐蚀的敏感性;Zr-4合金中不含镍,并适当增加铁含量，此合金腐蚀吸氢量仅为Zr-2合金的一半左右。通常Zr-2合金用于沸水堆，Zr-4合金用于压水堆。在锆铌系合金中，铌的添加量达到使用温度下α-Zr的固溶极限时，合金的耐蚀性能最好。Zr-1Nb和Zr-2.5Nb合金中的铌含量高于使用温度下的固溶极限。超过的铌以过饱和状态存在于α-Zr中，对合金的抗蚀性不利，而以第二相β-Nb的形式存在却好得多。锆和锆合金中的金属杂质元素大都要求在 50ppm以下，热中子吸收截面很大的元素（如硼和镉）不得超过0.5ppm；严重损害耐腐蚀性能的氮不得高于80ppm；氧有一定的强化作用,其含量依强度要求一般为800～1600ppm。

锆合金

常温下呈密排六方结构的α-Zr在冷变形加工中易形成织构。锆管的织构对其强度、蠕变性能、氢化物取向、辐照生长等有重要影响。反应堆中使用的Zr-4合金包壳管,通常要求近径向基极织构（即六方点阵的C轴基本上平行于管子的直径）。一般最终冷加工工序的壁厚减薄率与直径收缩率之比大于 1时易得到这种织构取向。而在Zr-2.5Nb压力管的生产中是通过控制挤压工艺参数和挤压坯组织以控制织构的。Zr-2.5Nb合金中片状氢化物呈随意取向,控制压力管加工艺,则可使片状氢化物呈切向分布，获得所需的织构。冷加工材经再结晶退火（约650℃）后织构发生变化，氢化物取向也变得混乱(见择优取向)。 　冷加工材的退火必须在真空炉中进行，真空度应高于10-4托。中间退火温度约700℃。成品退火根据性能要求确定。对燃料包壳管的表面要求很严格，一般需酸洗。酸洗液是氢氟酸和硝酸的水溶液。酸洗后一定要彻底除去制件表面的氟离子，否则会降低材料的耐蚀性能。成品管必须矫直。如果矫直工艺不合适，将会造成力学性能不均匀、爆破延性低和氢化物取向不利。

锆和锆合金具有良好的熔焊性能。常用的焊接方法有钨极氩弧焊和电子束焊。大直径薄壁管常用焊接法制造。锆的粉屑易燃，在研磨和切削锆制品时要注意安全。

在生产反应堆用包壳管和压力管的过程中，要进行十分严格的检验。每批产品，除做常规的化学成分、力学性能、尺寸精度和腐蚀性能等项检验外，每根管子都需通过无损探伤检验。