刘睿睿，杨忠波，程竹青，蒋明忠，苗 志

(中国核动力研究设计院 反应堆燃料及材料重点实验室，四川 成都 610041)

锆合金由于具有中子吸收截面低、优良的抗腐蚀性能和力学性能等优点而被广泛用作核动力水冷反应堆燃料元件包壳及堆芯结构材料。随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗和降低燃料循环成本、提高反应堆热效率、提高安全可靠性的方向发展，对关键核心部件燃料元件包壳材料锆合金的性能提出了更高的要求，为此，许多国家都开展了新型锆合金包壳材料的研究，通过优化Zr-Nb及Zr-Sn系列合金，获得了工程应用的ZIRLO、E635以及具有应用前景的N18、N36、X5A等新锆合金[1-3]，这些合金均属于Zr-Sn-Nb系列，在高温高压LiOH水溶液中耐腐蚀性能明显优于Zr-4合金。

锆合金的耐腐蚀性能除与其合金元素配比、合金制备工艺密切相关外，还受到水化学环境的影响。近年来，国外对ZIRLO及E635合金进行了优化研究[4-5]，结果表明，降低合金中Sn的含量可进一步提高抗腐蚀性能，但Sn含量不能过低，否则在LiOH水溶液中会出现加速腐蚀，目前，对于LiOH加速锆合金腐蚀的机理尚不十分清楚[6]。

N36是我国自主研发的Zr-Sn-Nb系列新锆合金，其名义成分为Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe。本文拟研究Zr-xSn-1Nb-0.3Fe(x=0、0.2、0.4、0.6、0.8、1.2、1.5)合金样品在360 ℃、18.6 MPa、0.01 mol/L的LiOH水溶液中的耐腐蚀性能，分析不同Sn含量下Zr-Sn-Nb-Fe合金的显微组织，及Sn含量对合金耐腐蚀性能的影响。

1 实验方法

1.1 合金样品制备

采用的原材料为核级海绵锆、高纯铌(纯度>99.99%)、高纯Sn(纯度>99.99%)和高纯Fe(纯度>99.99%)，将以上原料按一定比例配制后经5次真空电弧炉熔炼，得到Zr-xSn-1Nb-0.3Fe(x=0、0.2、0.4、0.6、0.8、1.2、1.5)锆合金纽扣铸锭。铸锭在……