曾 文，栾佰峰，刘 娜

(1 重庆大学 材料科学与工程学院，重庆 400044; 2 重庆科技学院 冶金与材料工程学院，重庆 401331)

锆合金具有热中子吸收截面小、力学性能好、耐高温、良好的耐腐蚀性能等综合优异性能，因此其主要作为核燃料的包壳材料而被广泛应用在核反应堆中。我国目前在建的核反应堆数量世界第一，核电事业虽起步较晚但发展迅速。因此，不断分析和改进锆合金的组织特征和使用性能，提高核反应堆运行的安全性显得尤为重要。在核反应堆的运行过程中，包壳材料在高温水腐蚀下会吸氢，而氢在锆合金中的固溶度十分有限。虽然在500℃时锆合金能固溶高达450μg/g的氢，但氢在锆合金中的固溶度随着温度的降低显著下降，室温时的固溶度仅为0.05μg/g, 当锆合金中的氢含量超过极限固溶度时就会析出氢化物[1]。在核反应堆中的锆合金结构件会通过不同来源吸收氢，如燃料芯块中水分的存在，水受辐射产生氢，锆和冷却水反应(Zr+2H2O→ZrO2+2H2)等。氢在锆合金中的固溶度除受温度的影响外还受合金元素的影响。研究发现，Fe,Cr,Ni影响锆合金的吸氢性能[2-4]。为了减少锆合金中的吸氢量，发展出在压水堆中普遍采用的吸氢量比Zr-2合金低的、不含Ni元素的Zr-4合金。合金元素常常通过形成第二相(种类、尺寸、数量、分布)来影响锆合金中氢的固溶度。研究表明，锆合金表面未被氧化的第二相可为氢的扩散提供短路通道[2-3]。锆合金中的氢化物是一种脆性相，很容易引起周围基体晶格畸变，并在周围形成应变场，引起包壳材料韧性下降，并最终导致包壳材料的破坏[5-6]。……