周 腾，陈 寰，李正阳，岳雅楠，张瑞谦，蔡振兵

(1.西南交通大学摩擦学研究所，成都 610031；2.中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室，成都 610213)

0 引 言

锆(Zr)合金因具有优异的物理化学性能而广泛应用在核反应堆中[1-3]。在正常运行的核反应堆内部，锆合金通常直接暴露在辐照和高温高压的环境中[4]，极端的服役环境对锆合金具有极强的腐蚀、氢化等作用[5-7]，导致部件失效，这对锆合金结构件的稳定性和核反应堆设备的安全性都造成了严峻挑战，因此研究人员一直致力于提升锆合金材料的综合性能。目前主要有2种方法来提高核反应堆锆合金材料的综合性能，一种是研发性能更优异的新型锆合金材料，另一种是在原有锆合金表面制备涂层[8-9]，后者被认为是最简单有效的方法，可以在短期内完成材料性能的整体快速升级[10]，因而受到广泛关注。

微弧氧化是一种常见的表面改性方法，已经成熟地应用于一些典型的金属材料上[11-12]，以增强材料的耐腐蚀和耐磨性能[13-14]。目前，有关用微弧氧化方法在锆合金表面制备涂层来提升性能的研究已有一些初步的探索，例如：CHENG等[15]在Zr-2合金表面制备了微弧氧化涂层，增强了合金表面的耐磨性能；YANG等[16]用微弧氧化方法在Zr-1Nb合金管表面制备了一层涂层，提升了其耐腐蚀性能；MATYKINA等[17]用磷酸盐体系对锆合金进行微弧氧化处理，发现表面涂层具有极优异的耐腐蚀性能；XUE等[18]用硅酸盐体系对锆合金进行微弧氧化处理，发现涂层具有良好的耐腐蚀性能。……