Zr-Sn-Nb-Fe锆合金耐腐蚀性能研究

来源：核动力工程杂志2017年第5期北京时间：

作者：程竹青, 杨忠波, 邱军, 刘鸿, 袁改焕, 高博

单位：1. 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;；2. 国核宝钛锆业股份有限公司, 陕西宝鸡, 721000；

摘要：采用静态高压釜研究了去应力态和再结晶态的SZA-4（Zr-0.8Sn-0.25Nb-0.35Fe-0.1Cr-0.05Ge）、SZA-6（Zr-0.5Sn-0.5Nb-0.3Fe-0.015Si）锆合金以及去应力态的参比合金A（Zr-1Sn-1Nb-0.1Fe）在360℃/18.6MPa去离子水、360℃/18.6 MPa/0.01 mol·L^-1含锂水和400℃/10.3 MPa过热蒸汽3种条件下的耐腐蚀性能,采用扫描电子显微镜（SEM）和透射电子显微镜（TEM）观察分析合金的微观结构。结果表明:在3种腐蚀条件下,SZA-4和SZA-6的耐腐蚀性能均明显优于参比合金A,相同腐蚀条件下,再结晶态的SZA-4耐腐蚀性能优于去应力态,而SZA-6表现出相反规律;SZA-4中存在2种密排六方结构（HCP）的第二相,一种为尺寸较小的Zr（NbFeCr）₂,另一种为尺寸较大的Zr（NbFeCr Ge）₂;SZA-6中存在着面心立方结构（FCC）的（ZrNb）₂Fe和密排六方结构（HCP）的Zr（NbFe）₂两种第二相。探讨了合金成分和第二相对3种Zr-Sn-Nb锆合金耐腐蚀性能的影响机理,认为合金成分是引起耐腐蚀性能差别的主要原因。

关键词：锆合金, 耐腐蚀性能, 第二相

基金资助：大型先进压水堆核电站重大专项(2011ZX06004-023)