张 革，李 强，彭剑超，梁 雪，彭丽婷，姚美意

(上海大学 微结构重点实验室，上海 200444)

锆合金具有热中子吸收截面小以及良好的力学性能和耐腐蚀性能，广泛应用于核反应堆的燃料包壳。为提高核电站的经济性和安全性，对包壳材料的耐腐蚀性能提出了更高的要求[1]。通过改变合金元素种类及含量是开发新型锆合金的根本途径。添加微量合金元素可改变第二相的形貌和分布，进而影响合金的晶粒大小和耐腐蚀性[2]。Cr是常见的添加元素，如商用Zircaloy-2(0.1%Cr)和Zircaloy-4(0.1%Cr)。添加Cr元素不仅能提高锆合金的耐腐蚀性，而且还能提高其抗蠕变性[3-4]。在锆合金中添加适量的Cu元素有利于改善锆合金的耐腐蚀性能。李强等[5]研究了Zr-Nb-Cu合金在500 ℃/10.3 MPa过热蒸汽中的腐蚀行为，结果表明，Zr-0.2Nb-Cu合金中的Cu含量达到0.2%后，能完全抑制不均匀腐蚀现象的发生。Park等[6]的研究表明，在无中子辐照的360 ℃模拟压水堆回路水环境中，Zr-1.1Nb-0.05Cu较Zr-4合金的耐腐蚀性能好得多。目前尚无关于锆合金中Cu和Cr之间的交互作用对锆合金耐腐蚀性能影响的研究，因此本文拟设计制备Zr-Cu-Cr三元合金，研究其在400 ℃/10.3 MPa过热蒸汽及360 ℃/18.6 MPa/0.01 mol/L LiOH 水溶液中的腐蚀行为，探究Cu和Cr交互作用对锆合金基体显微组织及耐腐蚀性能的影响。

1 方法

1.1 Zr-Cu-Cr合金制备

以碘化法生产的结晶锆为基材，按质量百分比配制7种成分的Zr-Cu-Cr锆合金，采用非自耗真空电弧炉熔炼，每个合金锭约60 g，为确保成分均匀，需要反复熔炼6次，每次熔炼前都进行翻转。合金锭在1 030 ℃下β相均匀化处理40 min后空冷，在700 ℃下热压3次成……