供稿|李启明，杜忠泽，王文倩，3，，于军辉，3， / LI Qi-ming, , DU Zhong-ze,WANG Wen-qian, , YU Jun-hui,

作者单位：1. 西安建筑科技大学冶金工程学院，陕西 西安 710055；2. 国核宝钛锆业股份公司，陕西 宝鸡 721013；3. 国家能源核级锆材研发中心，陕西 宝鸡 721013；4. 陕西省核级锆材重点实验室，陕西 宝鸡 721013

随着我国经济的迅速发展，传统火力发电量已远不能满足我国日益增长的供电需求[1]。核能发电具有电厂占地面积小、高效率、可控性强的特点而在我国发电种类的比重逐渐增加[2]。基于锆合金中子截面吸收率小的特点，推动了锆合金的研究与开发。用锆合金代替不锈钢作为核反应堆的结构材料，可以节省铀燃料的1/2左右[3]。同时，锆合金还在高温高压下具有良好的加工性能和抗蚀性能，所以广泛应于水冷反应堆的堆芯包壳材料和结构材料，成为核电站反应堆的重要必备材料[4]。

在核反应堆运行时，锆合金表面被水氧化的同时，还会同时生成氢气。部分氢被锆合金吸收生成片状或者针状氢化锆(ZrHx)。研究表明氢化锆是一种很脆的第二相。若锆合金中含有较少的氢化物则会影响锆合金的延展性能；若锆合金中含有较多的氢化物则会造成锆合金材料失效。文献认为轧制和退火工艺对Zr-4合金包壳管氢化物取向有较大的影响。轧制加工Q值越大，锆合金管材的氢化物取向因子越小，氢化物取向因子随成品退火温度的升高而升高[5-8]。氢化物取向因子是衡量核反应堆用Zr-4合金管材氢化物的指标。国内外对Zr-4合金氢化物的形貌和影响因素进行了一定的研究，但是鲜有人从加工工艺上对Zr-4合金管材进行研究[9，10]。……