孙国成,童龙刚,高 博,吴 楠(1. 国核宝钛锆业股份公司，宝鸡 721013; 2. 国家能源核级锆材研发中心，宝鸡 721013；3. 陕西省核级锆材重点实验室，宝鸡 721013)

Fe、Cr过饱和固溶量对Zr-4合金耐蚀性的影响

孙国成1,2,3,童龙刚1,2,3,高 博1,2,3,吴 楠1,2,3
(1. 国核宝钛锆业股份公司，宝鸡 721013; 2. 国家能源核级锆材研发中心，宝鸡 721013；3. 陕西省核级锆材重点实验室，宝鸡 721013)

制备了4种Fe、Cr过饱和固溶量不同的Zr-4合金试样，采用透射电镜分析了4种试样的显微组织，并研究了4种试样在500 ℃/10.3 MPa和360 ℃/18.6 MPa/0.01 mol/L LiOH水溶液中的腐蚀规律。结果表明:在Zr-4合金未发生疖状腐蚀的情况下，降低α-Zr中过饱和固溶的Fe、Cr含量有利于改善Zr-4合金在500 ℃/10.3 MPa蒸汽中的耐均匀腐蚀性能。提高α-Zr中过饱和固溶的Fe、Cr含量有利于改善Zr-4合金在LiOH水溶液中的耐均匀腐蚀性能。

Zr-4合金；Fe、Cr过饱和固溶量；显微组织；耐蚀性

锆的热中子吸收截面小，常用作制造轻水核反应堆的铀燃料包壳材料。锆合金在核反应堆中服役时容易发生水侧腐蚀，在锆合金表面形成一层氧化膜，这将影响锆合金的服役寿命。因此，锆合金的耐蚀性是大家关注的重点。研究表明:Zr-4合金在360 ℃/18.6 MPa,含0.01 mol/L LiOH的水溶液中腐蚀100 d后会发生加速腐蚀现象[1-2];Zr-4合金在500 ℃/10.3 MPa过热蒸汽中腐蚀1 h后就会出现疖状泡，造成锆合金表面局部氧化速率异常增大。GODLEWSKI等[3-8]研究表明，增大α-Zr中的Fe、Cr固溶度即能够提高Zr-4合金在LiOH水溶液中的耐蚀性[3-6],也能够提高Zr-4合金在500 ℃过热蒸汽中的耐疖状腐蚀性能。

在Zr-4合金包壳加工过程中，Zr-4合金经β淬火后再加热进行加工，此时过饱和固溶在锆中的Fe、Cr从锆中析出，形成Zr(Fe，Cr)2第二相。……