周邦新

• 1:中国核动力研究设计院核燃料及材料重点实验室

摘要(Abstract)：

发展高性能核燃料组件是提高核电经济性的必由之路，改善核燃料元件包壳锆合金的性能是其中关键问题之一。本文概述了我们近几年研究改善锆合金耐腐蚀性能的结果：控制Ｚｒ４合金成材时的热加工制度，可以明显改善它的耐腐蚀性能，尤其是耐疖状腐蚀性能。其主要原因是αＺｒ中Ｆｅ＋Ｃｒ的固溶含量变化，而不是析出相微粒的大小。由于Ｚｒ４合金中析出相Ｚｒ（Ｆｅ，Ｃｒ）２微粒的氧化比αＺｒ基体慢，并与成分中的Ｆｅ／Ｃｒ比有关，当嵌镶在氧化膜中的Ｚｒ（Ｆｅ，Ｃｒ）２微粒继续氧化形成单斜结构ＺｒＯ２和立方结构（Ｆｅ，Ｃｒ）３Ｏ４后，由于体积膨胀会造成氧化膜中的局部张应力。从这一角度出发，热处理对析出相细化、均匀分布以及Ｆｅ／Ｃｒ比的变化等也是应考虑的问题。发展ＺｒＳｎＮｂ（Ｆｅ＋Ｃｒ）新合金，对改善锆合金的耐腐蚀性能有更大的潜力，成分（％，质量分数，下同）的选择应为Ｓｎ１～１２，Ｎｂ～１，Ｆｅ＋Ｃｒ可保持或略高于Ｚｒ４的水平。

关键词(KeyWords)： 锆合金,耐腐蚀性能,氧化膜,显微组织,析出相

Abstract:

Keywords:

基金项目(Foundation):

作者(Author): 周邦新

参考文献(References)：

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