第二相粒子数量及Nb、Ni、Si元素对锆合金在含氧水质中腐蚀行为的影响

The corrosion behavior of zirconium alloys depends strongly on the water chemistry. During the corrosion process, the corrosion rate of Nb-containing alloys is very sensitive to the oxygen level in the coolant. Since the relative high Nb content, the third generation zirconium alloys, both on research and on service, are not applicable in those reactors using dissolved-oxygen-containing water in the primary coolant, such as advanced boiling reactors and some advanced heavy water reactors. Therefore, research and development of advanced zirconium alloys applicable in dissolved-oxygen-containing water is of great significance in nuclear science and engineering. .Combining the application prospect evaluation with the corrosion mechanism study, this project is to investigate the effect of the amount of second phase particles (SPPs) and the addition of Nb, Ni, and Si on the corrosion behavior of zirconium alloys in dissolved-oxygen-containing water. The key factors influencing the corrosion rates of zirconium alloys will be analyzed, considering the water chemistry, alloying composition, the microstructure of the matrix, the microscopic morphology characteristics of the oxide film, the effect of the SPPs on the crack evolution and the stress distribution in the oxide film, and alloying elements depletion in both matrix and oxide nearby the oxide/metal interface, etc. These results obtained in this study will give useful suggestions for the development and composition optimization of new advanced Nb-free zirconium alloys.

锆合金的腐蚀行为与水化学条件密切相关，含Nb锆合金在腐蚀过程中对冷却剂中的溶解氧含量十分敏感。国际上在役和在研的第三代锆合金由于含有Nb元素，并不适合用作冷却剂为含氧水质的反应堆，如先进沸水堆以及部分先进重水堆。研发在含氧水质中具有良好耐腐蚀性能的高性能锆合金，具有重要的科研及工程意义。.本项目结合应用前景及腐蚀机理两方面，开展第二相粒子数量以及Nb、Ni、Si元素对锆合金在含氧水质中腐蚀行为的影响研究。从水质条件、合金成分、基体微观组织、氧化膜微观形貌特征、第二相粒子对氧化膜中裂纹形成及应力分布的影响、合金元素在氧化膜/金属界面附近基体及氧化锆中的偏析情况等诸方面综合分析影响锆合金腐蚀速率的关键因素，为新型高性能锆合金的研发及成分优化提供重要参考。

在一些特殊设计的核反应堆中，如先进重水堆、小型沸水堆等，一回路冷却剂中的溶解氧含量明显高于现役的商用压水堆核电站。由于溶解氧会加速高Nb含量锆合金的腐蚀，第三代先进锆合金包壳材料Zr-Nb和Zr-Sn-Nb合金在这类反应堆中并不适用，这类反应堆目前依然计划采用Zr-4合金作为包壳材料。然而，Zr-4合金难以满足核燃料元件对高燃耗的需求，因此，研发耐腐蚀性能更好的锆合金取代Zr-4，对提高这类反应堆的综合性能具有重要的意义。.本项目设计并制备了10种不同成分的锆合金样品，对这些样品的基体微观组织进行了分析，开展了这些样品在360℃/18.6MPa纯水、360℃/18.6MPa含氧水、400℃/10.3MPa蒸汽、500℃/18.6MPa蒸汽中的腐蚀试验，对腐蚀后样品的微观形貌进行了表征。研究结果表明：在Zr-1Sn-0.2Fe-0.1Cr合金中通过适当提高Fe、Cr含量（分别至0.4%和0.2%）增加第二相粒子数量可提高合金在360℃含氧水中以及高温蒸汽中的耐腐蚀性能，同时抑制疖状腐蚀的发生，但将Fe、Cr含量分别从0.4%和0.2%进一步提高到0.6%和0.3%对合金耐腐蚀性能的影响不大。在Zr-1Sn-0.4Fe-0.2Cr合金中添加Nb元素会引起腐蚀转折提前发生；添加Ni到0.05%后会出现大尺寸第二相粒子，使得后期腐蚀加速；添加微量Si对合金在上述腐蚀条件下的耐腐蚀性能影响不大；添加Ta对合金在含氧水以及高温蒸汽中的耐腐蚀性能具有一定的有益作用。合金元素主要通过掺杂作用影响氧化膜中的传导过程以及通过影响第二相粒子的分布特征对耐腐蚀性能产生影响。最后，分别讨论了第二相粒子对锆合金行为的影响机理，Nb、Ni、Si、Ta元素对腐蚀行为的影响机理以及溶解氧对腐蚀行为的影响机理。.本项目的研究成果对先进重水堆、小型沸水堆及具有类似一回路水质的反应堆燃料元件包壳材料的研发及成分优化具有重要的参考价值。