崔文俊，任偉寧

（西部鈦業(yè)有限責(zé)任公司，陜西 西安 710201）

Zr的獨特的性能，現(xiàn)代核能發(fā)電的反應(yīng)堆都是采用鋯合金作燃料元件的包殼。鋯在核動力中的獨特地位可以用“原子時代第一號金屬”這個名稱來表示。但目前國內(nèi)核電站所需的鋯材均來自國外，這種過分依賴于國外的局面，對我核電事業(yè)來說非常不利。如果國外停止了鋯材供應(yīng)，將會給我國的核電站造成每天近上億元的損失。因此核電站用鋯材的國產(chǎn)化迫在眉睫。鋯合金的工作條件較為惡劣，研究鋯合金在高溫水蒸氣下腐蝕的性能變化對其使用安全具有重要的參考價值。

1 實驗過程

將M5鋯合金試樣，在380℃和400℃去離子水條件下進行氧化試驗，通過檢測其表面氧化膜的厚度及耐腐蝕性能，從而對其進行相關(guān)微觀狀態(tài)分析。

1.1 實驗

腐蝕試驗樣品分別從同一根管材上切取試樣兩組，保證兩組試樣尺寸一致，這樣盡可能的去避免試驗中誤差帶來的不必要的麻煩。將試驗按照下列過程進行前處理：①采用游標(biāo)卡尺獲取精準(zhǔn)同尺寸樣品；②丙酮除油；③粗、細(xì)砂紙先后打磨切割面；④丙酮清洗；⑤去離子水多次清洗試樣表面，烘干備用。試驗設(shè)備：熱分析天平和立式管型電阻加熱設(shè)備。

試驗結(jié)束樣品的觀察和分析：

（1）用掃描電鏡觀察并分析每組試樣表面腐蝕層的形貌特征。

（2）利用能譜儀對腐蝕后的試樣進行氧化層的成分分析。

1.2 拉伸試驗

將試樣采用液態(tài)氮氣對試樣進行快速冷凍處理后，第一時間將其拿出并延環(huán)體方向施加作用力，直至試驗樣受力斷裂開。

2 實驗結(jié)果及分析

2.1 腐蝕增重分析

圖1中在高溫去離子水蒸氣條件下，在兩個不同溫度作用下，試樣材料均有不同程度的增重。兩個試樣存在的共同點是均在腐蝕初期完成大幅度增重，主要增重階段在20～30個小時內(nèi)完成。其中380℃分別在20及50兩個時間區(qū)間出現(xiàn)拐點，后期基本趨于平緩增長；400℃在20h左右出現(xiàn)第一個拐點，緊接著在40h到50h左右出現(xiàn)跳躍式增重；兩個溫度下在試驗過程中后期可以發(fā)現(xiàn)腐蝕增重曲線有下滑的趨勢，這是由于氧化膜產(chǎn)生破裂現(xiàn)象從而導(dǎo)致重量下降，但是在氧化腐蝕行為的加持下，才會使氧化膜繼續(xù)形成。

圖1 380℃、400℃試樣腐蝕數(shù)據(jù)擬合曲線

2.2 鋯合金氧化膜表面微觀形貌分析

圖2 380℃氧化膜表面微觀形貌SEM照片

圖3 400℃氧化膜表面微觀形貌SEM照片

兩組試樣，經(jīng)測量氧化膜厚度分別為8μm（380℃）和15μm（400℃），在同樣的工藝過程下可以看出溫度升高會影響氧化膜的生成。整體氧化膜較薄，是由于Zr自身存在優(yōu)秀的抗腐蝕性，而且其中的Nb元素也會影響氧化膜的形成過程。從圖中看到的氧化膜不夠均勻，是由于存在氧化過程中氧化膜有局部破裂脫落現(xiàn)象產(chǎn)生。

2.3 鋯合金氧化膜的組成成分分析

表1 試樣能譜點的元素分布情況

表2 試樣能譜點的元素分布情況

圖4和圖5為兩個試樣的能譜分析結(jié)果。各個位置相對應(yīng)的每個點可以看出，各元素在內(nèi)外氧化層中隨氧化時間的不同從而產(chǎn)生不盡相同的變化。首先最為直觀的還是氧元素從外到內(nèi)的含量呈現(xiàn)逐漸走低的態(tài)勢，鋯元素含量所有能譜點的分布整體趨勢是自氧化層向基體中依次增加的。其中最重要的可以發(fā)現(xiàn)溫度越高的腐蝕氧化行為相較溫度低者所產(chǎn)生的元素種類更多，產(chǎn)生此種情況是由于溫度的升高，導(dǎo)致腐蝕增重，在腐蝕過程中會產(chǎn)生大量的H2，進而導(dǎo)致基體內(nèi)的元素由于基體飽和向外析出。

圖4 380℃試樣氧化膜表面隨機能譜點

圖5 400℃試樣氧化膜表面隨機能譜點

3 結(jié)論

（1）M5鋯合金在實驗過程中隨著作用溫度的升高，腐蝕速率相對加快。

（2）M5鋯合金在腐蝕氧化作用下形成的氧化膜相對較薄，當(dāng)ZrO2在基體內(nèi)達到飽和時，會導(dǎo)致氧化膜表面元素呈現(xiàn)富集狀態(tài)。