400℃10.3MPa过热蒸汽中耐腐蚀性能的研究.PDFVIP

第44 卷 第6 期 稀有金属材料与工程 Vol.44, No.6 2015 年 6 月 RARE METAL MATERIALS AND ENGINEERING June 2015 Zr-0.7Sn-1Nb-0.03Fe-x Cu-x Ge(x=0, 0.05, 0.2)合金在 400 ℃/10.3 MPa 过热蒸汽中耐腐蚀性能的研究 1,2 1,2 1,2 1,2 1,2 屠礼明 ，张金龙 ，徐启迪 ，姚美意 ，周邦新 ( 1. 上海大学 微结构重点实验室，上海 200444) (2 . 上海大学 材料研究所，上海 200072) 摘 要：利用静态高压釜腐蚀实验研究了 Zr-0.7Sn- 1Nb-0.03Fe-x Cu-x Ge (x =0, 0.05, 0.2, %, 质量分数) 系列合金在 400 ℃/10.3 MPa 过热蒸汽中的耐腐蚀性能；利用 TEM 和 SEM 分别观察了合金基体和氧化膜的显微组织。结果表 明：同时添加0.05%Cu 和0.05%Ge 时，可以改善Zr-0.7Sn- 1Nb-0.03Fe 合金在400 ℃/10.3 MPa 过热蒸汽中的耐腐蚀 性能。合金显微组织的 TEM 观察和EDS 分析表明：合金中存在4 种第二相，分别是bcc 结构的β-Nb ，hcp 结构的 Zr(Nb,Fe) ，四方结构的Zr Cu 和 Zr Ge 。本研究制备的Zr-0.7Sn- 1Nb-0.03Fe-x Cu-x Ge 合金中，Cu 和 Ge 在 α-Zr 基 2 2 3 体的最大固溶含量均小于0.05% ，两种元素同时添加改变了单一元素添加时元素在α-Zr 基体中的固溶度和第二相的 析出。腐蚀220 d 时氧化膜的形貌表明：固溶在α-Zr 基体中的Cu 和Ge 可以延缓氧化膜中显微组织的演化，从而改 善了合金的耐腐蚀性能。 关键词：锆合金；耐腐蚀性能；显微组织；Cu ；Ge 中图法分类号：TG146.4+ 14 文献标识码：A 文章编号：1002- 185X(2015)06- 1391-06 [9,10] 锆合金是核反应堆中用作核燃料元件包壳的一种 上添加少量的Ge 可以改善锆合金的耐腐蚀性能 。可 重要结构材料。核燃料元件在反应堆中工作时，受到中 见，添加Cu 或Ge 可以改善锆合金的耐腐蚀性能。本 子辐照、高温高压水的腐蚀和冲刷，腐蚀、氢脆、蠕变、 课题组通过添加等比例的 Cu 与 Ge ，研究其对不同体 疲劳及辐照损伤等是导致锆合金包壳发生失效的主要 系锆合金在不同水化学条件下耐腐蚀性能的影响，为开 原因，其中锆合金包壳的耐水侧腐蚀性能是影响燃料元 发高性能锆合金提供新的思路与途径。本实验主要研究 [1] 件使用寿命的主要因素 。为了提高核电的经济性，需 同时添加等比例的Cu 与Ge 对Zr-0.7Sn-1Nb-0.03Fe 合 要进一步加深核燃料的燃耗，延长换料周期，这就对反 金在400 ℃/10.3 MPa 过热蒸汽中耐腐蚀性能的影响。 应堆包壳材料锆合金的性能，特别是耐腐蚀性能提出了 [2] 1