文惠民，李 帆，丁郁航

(西部新锆核材料科技有限公司，陕西 西安 710299)

锆合金具有中子吸收截面小、辐照稳定性高的特点，因此成为核反应堆燃料包壳及堆芯结构主要材料。经过近60年的研究和应用，已经发展出Zr-Sn、Zr-Nb、Zr-Sn-Nb等系列核级锆合金。近年来，核反应堆技术向高燃料燃耗、低循环成本以及提高安全可靠性的方向发展，对锆合金的性能提出了更高要求。如何提高锆合金的耐腐蚀性，是影响核反应堆安全运行的重点问题。

海绵锆中不可避免的存在一定含量N元素，严重损害合金的耐腐蚀性能。Zr-4合金中含有1.2%～1.7%的Sn元素，可以抵消N元素的有害作用，提高合金的腐蚀性。然而，Zr-4合金还含有0.2%左右的Fe元素和0.1%左右的Cr元素，二者在α-Zr中的溶解度很低，尤其是Fe在α-Zr中的溶解度约为0.02%。所以，在热加工及热处理过程中比较容易析出C14(HCP，MgZn2)型Zr(Fe，Cr)2Laves 相，另一种是C15(FCC，MgCu2)型Zr(Fe，Cr)2Laves相，这些Laves相内部均可见层错结构[1-3]。

锆合金的耐腐蚀性能显著受到第二相粒子的影响[4-5]，但合金成分及加工工艺的不同，第二相对合金耐蚀性能影响较为复杂。已有Zr-4合金耐蚀性研究结果表明，尺寸<0.05μm弥散分布的第二相颗粒在过热水蒸气中具有很好的耐疖状腐蚀性能；而尺寸>0.2μm的第二相虽然会提高均匀腐蚀性能，但是其疖状腐蚀性能较差。C. Li 等[6]用电解的方法将Zr-4合金中Zr(Fe,Cr)2第二相分离后，测定了固溶在α-Zr中的Fe和Cr含量，样品在β、α相上限温区加热淬火以及650℃加热炉冷，然后经470℃去应力退火，Fe+Cr在α-Zr中的固溶含量分别达到了1300μg/g、780μg/g和320μg/g。分析结果证明经过不同热处理的样品，固溶在α-Zr中的Fe+Cr含量差别很大。沈月锋[7]、姚美意[8]等的研究同样表明，采……