新型锆基核反应堆包壳材料的相组成与组织稳定性研究

本申请以Zr、Nb、Sn、Al、Cr、Ni、Cu、Mo、V、Fe、Si等元素组成的合金体系为主要研究内容，对作为核反应堆包壳材料的多元锆基α固溶体中析出的纳米尺度第二相（含Nb富集区、β-Nb、亚稳和稳定金属间化合物等）的晶体结构、成分及相关系等进行实验研究和分析；利用CALPHAD技术，对相关合金体系进行系统的热力学评估和优化，建立相对完善和精确的锆合金热力学数据库；研究添加不同合金元素可能形成稳定和亚稳析出相的种类，寻找对力学和耐腐蚀性能起重要作用并与基体共格程度高的金属间化合物；确定多元锆基合金体系的相关系、溶解度间隙和调幅分解的成分范围、各类亚稳和稳定析出相的析出量、析出驱动力和各相之间转变温度、转变驱动力等；探讨以调幅分解组织为主的新型锆合金包壳材料的可能性，精确设计合金成分及热处理工艺，研究中子辐照对调幅分解组织稳定性的影响等。为新型锆合金包壳材料研发提供坚实的理论基础。

本项目以核反应堆中使用的新型锆基结构材料，主要以Zr、Sn、Nb、Fe、Cr、Ni、Cu、Mo、V、Al等元素组成的合金体系为研究目标，对多元锆基α固溶体中析出相，并与基体共格程度高的各类金属间化合物的晶体结构、成分及相关系等进行实验研究和热化学分析。采用真空非自耗电弧炉熔炼、背散射扫描电镜(BSE)、X射线衍射(XRD)、能量弥散X射线谱(EDS)和DTA/DSC等技术，实验完成了：1. Nb-Zr合金调幅分解、Nb-V合金溶解度间隙和V-Zr二元体系的关键成分点测定；2. Al-Nb-Zr、Fe-Ni-Y和Nb-Si-V等体系在1273-1573 K的等温截面图；3. Ag-Cu-Ge、Co-Ti-V、Nb-Si-Ti、Nb-Si-V、Nb-V-Zr和Se-Sn-Te等体系的液相面投影图；4. Al-Fe-V、Ce-Co-Fe、Ce-Co-Sb、Ce-Fe-Sb、Fe-Co-Si、Fe-Mo-Nb、Mo-Hf-Si、Nb-Si-W、Ti-V-Ni和Ti-V-Zr等体系在823-1473 K的等温截面图和液相面投影图。利用CALPHAD技术，对重要合金体系,如：Ag-Th、Cu-Fe、Fe-Sb、Fe-Sn、Hf-Pt、In-Na、Li-Pb、Nb-Si、Ni-Yb、Pb-Y、Sb-Te、Sc-Ni、Si-W、Si-Ti、V-Zr、Al-Bi-Mg、Al-Cd-Mg、Al-Cd-Zn、Al-Fe-Nb、Al-Mg-Zn、Bi-Gd-Sb、Bi-Mg-Sn、Bi-Mg-Zn、Cd-Mg-Pb、Cd-Mg-Zn、Co-Ce-Fe、Co-Ce-Sb、Co-Fe-Sb、Co-Ti-V、Ce-Cu-Fe、Ce-Fe-Sb、Ga-Pt-Sb、Fe-Cr-Nb、Fe-Nb-W、Fe-Ta-W、Fe-Ti-V、In-Pt-Sb、Mo-Hf-Si、Nb-Si-Ti、Nb-Si-W、Nb-V-Zr、Pt-Sb-Te、Se-Sn-Te、Ta-W-Zr、Ti-V-Mn、Ti-V-Ni和Ti-V-Zr等进行系统的热力学评估和优化，建立了锆合金热力学数据库；确定多元锆基合金体系的相关系、溶解度间隙和调幅分解的成分范围、各类析出相的析出量、析出驱动力和各相之间的转变温度、转变驱动力等，探讨以调幅分解组织为主的新型锆合金的可能性。