M5锆合金高温腐蚀结果探究

2021-12-26崔文俊任伟宁

世界有色金属 2021年18期

崔文俊，任伟宁

（西部钛业有限责任公司，陕西西安 710201）

Zr的独特的性能，现代核能发电的反应堆都是采用锆合金作燃料元件的包壳。锆在核动力中的独特地位可以用“原子时代第一号金属”这个名称来表示。但目前国内核电站所需的锆材均来自国外，这种过分依赖于国外的局面，对我核电事业来说非常不利。如果国外停止了锆材供应，将会给我国的核电站造成每天近上亿元的损失。因此核电站用锆材的国产化迫在眉睫。锆合金的工作条件较为恶劣，研究锆合金在高温水蒸气下腐蚀的性能变化对其使用安全具有重要的参考价值。

1 实验过程

将M5锆合金试样，在380℃和400℃去离子水条件下进行氧化试验，通过检测其表面氧化膜的厚度及耐腐蚀性能，从而对其进行相关微观状态分析。

1.1 实验

腐蚀试验样品分别从同一根管材上切取试样两组，保证两组试样尺寸一致，这样尽可能的去避免试验中误差带来的不必要的麻烦。将试验按照下列过程进行前处理：①采用游标卡尺获取精准同尺寸样品；②丙酮除油；③粗、细砂纸先后打磨切割面；④丙酮清洗；⑤去离子水多次清洗试样表面，烘干备用。试验设备：热分析天平和立式管型电阻加热设备。

试验结束样品的观察和分析：

（1）用扫描电镜观察并分析每组试样表面腐蚀层的形貌特征。

（2）利用能谱仪对腐蚀后的试样进行氧化层的成分分析。

1.2 拉伸试验

将试样采用液态氮气对试样进行快速冷冻处理后，第一时间将其拿出并延环体方向施加作用力，直至试验样受力断裂开。

2 实验结果及分析

2.1 腐蚀增重分析

图1中在高温去离子水蒸气条件下，在两个不同温度作用下，试样材料均有不同程度的增重。两个试样存在的共同点是均在腐蚀初期完成大幅度增重，主要增重阶段在20～30个小时内完成。其中380℃分别在20及50两个时间区间出现拐点，后期基本趋于平缓增长；400℃在20h左右出现第一个拐点，紧接着在40h到50h左右出现跳跃式增重；两个温度下在试验过程中后期可以发现腐蚀增重曲线有下滑的趋势，这是由于氧化膜产生破裂现象从而导致重量下降，但是在氧化腐蚀行为的加持下，才会使氧化膜继续形成。

图1 380℃、400℃试样腐蚀数据拟合曲线

2.2 锆合金氧化膜表面微观形貌分析

图2 380℃氧化膜表面微观形貌SEM照片

图3 400℃氧化膜表面微观形貌SEM照片

两组试样，经测量氧化膜厚度分别为8μm（380℃）和15μm（400℃），在同样的工艺过程下可以看出温度升高会影响氧化膜的生成。整体氧化膜较薄，是由于Zr自身存在优秀的抗腐蚀性，而且其中的Nb元素也会影响氧化膜的形成过程。从图中看到的氧化膜不够均匀，是由于存在氧化过程中氧化膜有局部破裂脱落现象产生。

2.3 锆合金氧化膜的组成成分分析

表1 试样能谱点的元素分布情况

表2 试样能谱点的元素分布情况

图4和图5为两个试样的能谱分析结果。各个位置相对应的每个点可以看出，各元素在内外氧化层中随氧化时间的不同从而产生不尽相同的变化。首先最为直观的还是氧元素从外到内的含量呈现逐渐走低的态势，锆元素含量所有能谱点的分布整体趋势是自氧化层向基体中依次增加的。其中最重要的可以发现温度越高的腐蚀氧化行为相较温度低者所产生的元素种类更多，产生此种情况是由于温度的升高，导致腐蚀增重，在腐蚀过程中会产生大量的H2，进而导致基体内的元素由于基体饱和向外析出。