工业锆及锆合金腐蚀性能研究
锆合金组织结构对其性能影响的研究(1)
种特 殊 的环 境 下 ，锆 合 金 也逐 步 的更 新换 代 。 常规 的 Ｚ ｒ － ２和 Ｚ ｒ － ４合 金具 有耐 高温 水和 蒸汽 腐
蚀性 能 ，合 适 的 强度 和 延性 ，辐照 稳 定性 及 与 燃料 芯 块有 良好 的相 容 性 等优 点 。 随着燃 料 燃 耗 的不 断加 深 ，对结 构 材料 ，特 别是 燃料 元 件 包 壳材料 提 出越来 越 高 的要 求 。 尤其 是包 壳 管
样 的大 背 景 下 ，研 究开 发 合适 的核 结构 材 料便 是核 电投 人 发展 的重 中之 重 。
锆 合 金 的发 展 是 随着 核 工业 中应用 部 件 的 发展 而 发展 的 。我 国的核 工 业起 步 相 对于 发 达 国 家较 晚 ，在 新 型锆 合 金 的研发 和 生 产 中还 比 较 落 后 ，因此 当务 之 急 是将 现 已 商运 或即 将 商 运 的 反应 堆用锆 合 金 国产化 ，例 如将 大亚 湾 １ ８ 个换料 燃 料组件 用 的 法国 Ｍ５ 、 岭澳 和秦 山二期 燃 料组 件 用 的法 国低锡 Ｚ ｒ － ４及其 发 展用 法 国的
一
等逐 步 实现 国产化 。 与此 同时 ， 应在 Ｎ１ ８和 Ｎ３ ６ 新锆 合金 研 制基础 上 ， 开发 具 有 自主知识 产权 、 性 能相 当于 或优 于 Ｚ Ｉ Ｒ Ｃ Ｏ 和 Ｍ５ 的堆 用锆 合
金。
表 １ Ｍ５合金 组成 ］
合金 组分 （ 重量 百分 比）
目前全世界已有 多座核 电站 ，核 电已占总发 电 量的 １ ５ ％。我 国的核 电事业 刚 刚起步 不 久 ，核 电所 占总 发 电量 的 ｋ Ｌ ￣ ｐ Ｊ ｔ 远 低 于世 界 平均 水 平 。 而 为 了资 源 的合 理 利 用和 环境 保 护 ，我 国采 取 了积 极 发 展核 电的 政策 。我 国核 电站 的装 机 总 量到 ２ ０ ２ ０年 将达 到 ４ ０ ＧＷ ，预计 占那时发 电总 装机 容量 的 ４ ％ ，从 现 在开 始 每年将 有 ２ Ｎ３座 百万 千 瓦级 的大 型核 电站 投 入建设 Ｊ 。 因此 在 这
Zr702锆合金焊接工艺及组织性能的研究
２ ０ １ ３年第 １期 ６ ５
ｒ
蜉掳 生产应用
在使 用前 要进行 抛磨 、 清洗 ， 用 丙酮擦 洗 和干燥 。
在焊接试验 中选用 了较低 的焊接热输入、 便 于进 行 气体 保 护 的手 工 钨 极 氩 弧 焊 的方 法 ， 利 用 大 口径 的
焊枪 喷嘴 和焊缝 外保 护拖 罩 及 底部 充 氩 的措 施 进 行 焊 缝保护， 以隔 离 空气 达 到焊 缝 不 被 氧 化 和避 免 吸 收 有
管材、 线材 、 棒材和铸件 、 锻 件 等 ｊ 。锆 的 热 中子 吸 收
２ 试 验方 法
截 面和 良好 的强 度 ， 是 核应 用 的 理 想 材 料 。锆 合 金 以 其优 异 的核性 能 被用作 核 电站 水冷 反 应 堆 的燃 料包 壳
材料 和其 它 堆 芯 结 构 材 料 及 核 反 应 堆 的压 力 管 材 料 ，
２ ． ０ ０ ． ０ ９ ９ ０ ． ０ ２ ０ ． ０ ０ ８ ０ ． ０ ０ １ ０ ． １ ５ ０ ． ０ １ 余 量
用Ｅ － ２ ］ 。锆及锆合金共有 ５种牌号 ， 它们 中的每一种
都 具有 优 良的耐 蚀 性 能 ， 这几 种 牌 号 材 料 的物 理 和力 学性 能仅有 略微 差 别 。在 化 工 中广 泛 应 用 的 是 Ｚ ｒ ７ ０ ２
收 稿 日期 ： ２ ０ １ ２— ０ ６— ２ ７
的升高而增强＿ ８ Ｊ ， 当锆及其合金在吸收一定数量的氧 、 氮、 氢等气体杂质后 ， 其力学性 能急剧下降。所 以在焊 接过程中加强对环境粉尘 、 湿度等的控制 ， 保证坡 口和 坡 口周围表面及焊丝表面较高 的清洁度要 求 ， 对焊缝 及热 影 响 区实行有 效 的气 体 保 护 是保 证 焊 接 质 量 的重
锆合金带材显微组织和耐腐蚀性能工艺优化的研究
锆合金带材显微组织和耐腐蚀性能工艺优化的研究锆合金是一种重要的结构材料，广泛应用于航空航天、核工程和化工等领域。
本文旨在研究锆合金带材的显微组织和耐腐蚀性能的工艺优化方法。
首先，我们需要了解锆合金带材的显微组织特点。
锆合金带材通常由锆和少量其他元素组成，其中锆元素的含量达到90%以上。
锆合金的晶格结构为六方最密堆积结构，呈现出良好的塑性和韧性。
锆合金的显微组织受制于加工工艺、热处理和其他外界因素的影响，因此合理的工艺优化方法对于提高锆合金带材的性能至关重要。
其次，我们需要重点研究锆合金带材的耐腐蚀性能。
锆合金具有良好的耐腐蚀性能，主要体现在其极低的氧化速率和优异的耐热性。
但是，在特定的工作环境中，锆合金仍然会受到腐蚀的影响。
因此，通过工艺优化来提高锆合金带材的耐腐蚀性能具有重要的意义。
为了优化锆合金带材的显微组织和耐腐蚀性能，我们可以从以下几个方面入手。
首先，控制锆合金带材的化学成分。
合理的成分设计可以改善锆合金的晶格结构和显微组织，从而提高其性能。
例如，通过添加适量的其他元素，如铌、锡等，可以优化锆合金的晶界结构和强化相的分布，从而提高其力学性能和抗腐蚀能力。
其次，优化锆合金带材的加工工艺。
加工工艺是直接影响锆合金带材显微组织的关键因素。
通过合理选择加工温度、变形速率和变形道次等参数，可以得到理想的显微组织和力学性能。
例如，采用合适的退火温度和保温时间可以得到细小均匀的晶粒，提高锆合金的塑性和韧性。
此外，研究锆合金带材的热处理工艺也是优化显微组织和性能的重要手段。
热处理可以通过再结晶、析出强化相等机制来改善锆合金的显微组织。
例如，适用于锆合金的热处理方法包括时效处理、固溶处理和再结晶退火等。
通过精确控制热处理参数，可以得到所需的显微组织和性能。
最后，需要重视锆合金带材的表面处理和涂层技术。
表面处理和涂层可以为锆合金提供额外的耐腐蚀保护层。
常用的表面处理方法包括阳极氧化、喷涂技术和镀层技术等。
这些技术可以在锆合金表面形成一层致密的氧化膜或保护层，提高其抗腐蚀性能。
国产新锆合金碘致应力腐蚀性能研究
INDUSTRY SCIENCE AND TECHNOLOGY行业科技压水反应堆燃料元件是将燃料芯块装在包壳中加上端塞焊接而成，包壳通常为壁厚＜1 mm、直径约10 mm 的薄壁小尺寸锆合金管。
锆合金包壳材料的寿命和可靠性直接影响反应堆的安全运行。
反应堆运行功率瞬态变化时，芯块-包壳间的相互作用会导致锆合金包壳产生脆性断裂，研究认为燃料芯块肿胀对锆合金包壳管产生机械应力，燃料裂变产物“碘”对包壳管起到腐蚀的作用，两者联合作用导致锆合金包壳管内表面形成碘致应力腐蚀开裂（iodine induced stress corrosion cracking，I-SCC），造成锆包壳管破裂[1-3]。
因此，I-SCC被认为是引起反应堆燃料元件锆合金包壳破损的因素之一。
有学者[4]还认为碘是锆合金包壳腐蚀的强加速剂，比蒸汽氧化脆化和氢致开裂更为严重。
反应堆运行条件下燃料芯块膨胀时，包壳受到的是混合拉伸应力作用，但主应变发生在锆合金包壳环向方向上。
为了模拟燃料芯块膨胀对锆合金包壳管的环向载荷以及裂变气体“碘”的作用，采用从锆管上切取的试样进行试验，通过环向拉伸试验施加环向载荷，以碘气体作为试验环境介质，研究两种国产新锆合金包壳管环向拉伸条件下的I-SCC行为。
1 研究方法1.1 材料本研究对象为国核宝钛锆业股份公司提供的1#和2#两种国产新锆合金成品包壳管材（去应力态、部分再结晶态），除主成分Zr之外主要成分见表1，工艺及对应的状态见表2。
表1 国产新锆合金主要成分国产新锆合金碘致应力腐蚀性能研究李顺平1,2 闫 萌2 杨忠波2 王朋飞2 尹祁伟21.西南交通大学 材料科学与工程学院，四川 成都 610031；2.中国核动力研究设计院，四川 成都 610213作者简介：李顺平，助理研究员，主要研究方向为锆合金、结构材料。
科技视界SCIENCE & TECHNOLOGY VISION表2 3 000 kg级锆合金工艺及其对应的状态4种锆合金的第二相都呈球状，细小弥散分布，无明显沿纵向分布特征（见图1）。
锆合金在核能领域的应用前景分析
锆合金在核能领域的应用前景分析引言核能作为一种清洁、高效的能源形式，正在全球范围内得到广泛应用。
而作为核能工业中的重要材料，锆合金具备卓越的性能，被广泛运用于核电站的燃料棒、反应堆内部结构以及核废料储存容器等领域。
本文将探讨锆合金在核能领域的应用前景，从材料性能、发展趋势和关键技术等方面进行分析。
第一部分：锆合金的材料性能锆合金以其卓越的耐腐蚀性、高强度和较低的中子俘获截面等特性，成为核能应用中的关键材料之一。
首先，锆合金具有出色的耐腐蚀性能。
由于其表面形成的氧化层可以有效阻止进一步的氧化反应，锆合金在高温、高辐照和强酸等严酷环境下仍能保持较好的稳定性，减少了安全风险。
其次，锆合金具备较高的强度。
在核电站中，锆合金常用于燃料棒的制造，要求能够承受高温、高压和辐射的复杂环境。
锆合金由于其良好的强度和韧性，能够保持燃料棒的完整性，确保燃料安全，并且延长燃料使用寿命。
最后，锆合金有较低的中子俘获截面。
中子俘获截面决定了材料的辐照损伤性能，对核能应用来说尤为重要。
锆合金具有较低的中子俘获截面，可以减少中子的吸收，提高材料的辐照稳定性，进而提高核电站的安全性。
第二部分：锆合金的发展趋势随着核能工业的快速发展，对锆合金的需求也在不断增加。
锆合金的发展趋势主要表现在以下几个方面：首先，改进合金性能。
当前，研究人员正致力于开发具有更好性能的新型锆合金。
通过合金配方的优化、纯度的提高以及添加其他元素来改变锆合金的组织结构和性能，以满足更高要求的核能应用。
其次，提高制造工艺。
制造工艺的改进可以提高锆合金的加工效率和制造质量，降低生产成本。
例如，采用先进的铸造技术和成形工艺，可以提高锆合金制品的形状精度和力学性能。
最后，推动国际合作。
核能是一个全球性问题，锆合金作为核能领域的关键材料，需要各国在研究和开发方面进行合作。
通过共享经验和资源，提升锆合金的性能和应用水平，并加快其在核能工业中的推广和应用。
第三部分：锆合金的关键技术锆合金在核能领域的应用离不开关键技术的支持。
锆耐腐蚀的高科技材料
锆耐腐蚀的高科技材料高科技材料在现代工业发展中扮演着重要角色，而锆耐腐蚀的材料被广泛应用于多个领域。
锆具有出色的耐腐蚀性能，使其成为最理想的选择之一。
本文将介绍锆耐腐蚀材料的特点和应用领域，进一步探讨其优势以及未来的发展趋势。
一、锆耐腐蚀材料的特点锆是一种金属元素，具有强烈的耐腐蚀性能。
它在各种强酸、强碱和高温环境下都能保持稳定，不易受腐蚀。
此外，锆材料具有良好的机械性能、优异的热传导性能以及良好的焊接和加工性能，使其在工程领域具有广泛的应用前景。
二、锆耐腐蚀材料的应用领域1. 化工行业由于锆材料能够抵御各种腐蚀性介质的侵蚀，因此在化工行业中具有广泛应用。
它可以用于制造化工设备的内衬、管道、反应器等部件，有效地保护设备免受腐蚀的侵害。
2. 医疗器械锆耐腐蚀的特性使其成为医疗器械制造领域的理想材料。
例如，锆金属可以用于制造人工关节、牙科种植物等医疗器械，具有良好的生物相容性和长久的耐蚀性，能够提供更可靠的治疗方案。
3. 航空航天领域在航空航天领域，材料的强度和耐蚀性是极其重要的。
锆材料因其优异的耐蚀性和高强度成为理想的材料，广泛应用于航天器、导弹和发动机等关键部件的制造中。
4. 核能领域核能是一种重要的清洁能源，在核能应用领域使用的材料需要具有优异的耐蚀性，并能够耐受恶劣的放射性环境。
锆材料因其出色的特性被广泛用于核反应堆的燃料棒制造和核废料储存容器的构建。
三、锆耐腐蚀材料的优势锆耐腐蚀材料相比其他材料具有以下优势：1. 良好的耐腐蚀性能：锆材料具有出色的耐酸碱、耐盐蚀性能，能够在恶劣的环境下保持稳定。
2. 高强度和耐磨性：锆材料具有良好的机械性能，能够承受高强度和大应力的工作条件。
3. 良好的热传导性能：锆材料具有良好的热传导性能，能够快速传递热量，适用于高温工作环境。
4. 良好的加工性能：锆材料可以通过铸造、锻造、冷加工和热加工等多种方法进行成型，方便使用者根据需要进行加工和制造。
四、锆耐腐蚀材料的发展趋势随着科学技术的不断进步，锆耐蚀材料的研发也在不断推进。
锆及锆合金化学分析方法
锆及锆合金化学分析方法第2部分：铁量的测定1，10-二氮杂菲分光光度法和电感耦合等离子体原子发射光谱法编制说明（预审稿）一、工作简况（包括任务来源、编制工作组单位）1、立项必要性及任务来源锆是一种稀有金属，具有惊人的抗腐蚀性能、极高的熔点、超高的硬度和强度等特性，被广泛用在航空航天、军工、核反应、原子能领域。
锆是发展原子能工业不可缺少的材料。
锆管头是以锆为基体加入其他元素而构成的有色合金，主要合金元素有锡、铌、铁等。
锆合金在300〜400°C的高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能、适中的力学性能，对核燃料有良好的相容性，多用作水冷核反应堆的堆芯结构材料（燃料包壳、压力管、支架和孔道管）。
在锆系合金中，合金元素中含铁可以提高材料的强度、耐蚀性和耐蚀膜的导热性，含铁的锆合金主要有Zr-2和Zr-4。
Zr-2要求铁量为0.07%〜0.20%、铁+镍+铬量为0.18%〜0.38%；Zr-4要求铁量0.18%〜0.24%。
其他锆合金、海绵锆及纯锆中铁为杂质元素，原方法检测范围为0.010〜0.250%，而在实际生产中铁含量经常有0.3X%，现有的方法检测上限为0.250%,已经不能满足分析要求。
因此需要对《锆及锆合金化学分析方法第2部分：铁量的测定》进行修订，扩大检测范围；且原GB/T13747.2-1992中铁的方法为分光光度法，操作过程较繁琐，随着现代分析检测技术的发展，以及人们重视绿色环保检测，减少环境污染，电感耦合等离子体发射光谱分析仪使用越来越广泛。
电感耦合等离子体发射光谱分析仪可以快速地同时进行多元素分析，适合低含量的元素快速分析，广东省工业分析检测中心采用电感耦合等离子体发射光谱仪测定锆及锆合金中铁的含量，通过大量的实践，所提出方法技术稳定，结果准确，方便批量操作。
对测定条件和测定方法进行系统研究，并确定方法的准确度及精密度，最终形成国家标准。
广东省工业分析检测中心2016年向上级主管部门提出《锆及锆合金化学分析方法第2部分：铁量的测定1，10-二氮杂菲分光光度法和电感耦合等离子体原子发射光谱法》国家标准计划书，于2017年10月获批，国标委《国家标准委关于下达2017年第四批国家标准制修订计划的通知》（国标委综合〔2017〕128号）项目起止时间为2018年01月〜2019年12月，项目计划编号：20173517-T-610，完成年限2019年。
锆合金的腐蚀性研究
锆 Ｒ ００ ６ ７ ２在 ３ ５℃ 吸 收 氢 气 ，０ １ ４ ０℃ 强 烈 吸 收
能 比较 稳定 ， 高温 化学性 能 非常 活泼 ， 但 对环 境气 体
中 的氧 、 、 以及 操 作 环境 中 的粉 尘 、 度 等 的污 氮 氢 湿 染 都有 很 强 的亲 和 力 。随 着温 度 的升 高 ， 学 活 性 化
ｅ ｏ ｅ ｔｏｎ ｅ ｐｅ ａ ｕｒ ｓ， ａ ｕｓｎｇ ｌ ｃ ｒ ｈｅ ｉａ ｃ ｒ ｏ ｉ ａ ｔ ｍ ｏｒ ｈｏ ｏ ｏ ｅ ｖａ ｉ ｏ ｏｐ ｉａ ｍ ｉｒ ｓ ｏ ｎｔｐｒ ｔ ｃ ｉ ｔ ｍ ｒ ｔ ｅ ｎｄ ｉ ｅ ｅ ｔｏｃ ｍ ｃ ｌ ｏ ｒ ｓｏｎ ｎｄ ｈｅ ｐ ｌ ｇｙ ｂｓ ｒ ｔｏｎ ｆ ｔｃ ｌ ｃ ｏ ｃ ｐｅ，
锆 属钝 化性 金属 ， 表 面生成 的钝 化膜 很致 密 ， 其
能耐 大 多数有 机 酸 、 机 酸 、 碱 、 融 盐 、 温水 及 无 强 熔 高
１ 锆 Ｒ６ ７ ２焊 接 性 分 析 ００
锆 及 锆合 金焊 接 性 能 较好 ， 常 温下 的化 学 性 在
液态 金 属 的腐 蚀 ， 但不 耐 氢氟 酸 、 硫 酸 、 磷 酸 、 浓 浓 王
Ｒ６ ７ ２ ｃ ｒｏ ｉｎｂ ｈ ｖｏ ｎ ａｅｉ ｃｄ ｗａ ｔ ｄｅ ． Ｔｈ ｅ ｕｔ ｈ ｗｅ ｈ ｔｉ ｌＩ ｃ ｔ ｃｄ ｓ ｌｔ ｎ ｔ ｅｄ ｍ ｉａｅ ０ ０ ｏ ｒ ｓｏ ｅ ａ ｉｒｉ ｃｔｃａｉ ｓｓｕ ｉｄ ｅ ｒｓ ｌｓｓ ｏ ｄ ｔ ａ ｎ ５ ｍｏ／ ａ ｅｉ ａ ｉ ｏｕ ｉ ，ｈ ｏ ｎ ｔｄ ｃ ｏ
关 键 词 ：保 护 温 度 ；Ｒ６ ７ ２ ０ ０ ；电化 学 腐 蚀 ；耐 蚀 性
锆的用途和应用领域研究
锆的用途和应用领域研究
锆是一种化学元素，其原子序数为40，具有灰白色光泽金属的特性。
与其他金属相比，锆具有很高的熔点和沸点，较高的硬度和强度，以及良好的化学稳定性。
由于这些特性，锆在很多领域都得到了广泛的应用。
首先，锆的化学稳定性和良好的耐腐蚀性使其在化工和石油工业中得到广泛的应用。
锆以其优异的抗腐蚀能力而被用于船舶、空调系统、发动机部件和光学设备等领域。
其次，锆还可用于核能行业的核燃料加工、制作和储存。
锆合金材料具有相当高的抗辐射性，这使得锆合金材料在核燃料制造过程中更为适宜。
在核电站中，锆合金作为燃料包壳被广泛应用。
锆也被应用于医学领域中。
锆的放射性与其它同位素有所不同，噪声级别极低，这种情况下，其他同位素熔炼和冶炼金属中的放射性很高。
锆被用于X射线造影剂、人工骨骼的生产和烧伤疗法等。
由于锆与生物体相容性也较高，因此可以使用在一些生物医学领域。
另外，锆还在航空航天和国防领域中广泛应用。
锆金属结构体的轻质化和高强度使其在航空航天和飞机制造中具有良好的应用前景。
在国防领域中，锆被用来制造军用装备、武器和防身器材等。
总之，由于其独特的性质和特点，锆在化工、能源、医学、航空航天和国防等领域都得到了广泛的应用。
未来，在技术和科学的不断发展下，锆的应用领域也会不断扩大。
随着人们对这种材料的研究不断深入，锆在未来的应用领域和技术领域中的作用也会越来越显著。
锆及锆合金的焊接
锆及锆合金的焊接锆及锆合金的焊接锆及锆合金具有优良的抗酸、碱等介质腐蚀的能力，能在奥氏体不锈钢、钛及钛合金、镍及镍合金所不能胜任的腐蚀介质下工作，因此在化工行业醋酸工程中锆材被广泛使用。
锆Zr和钛在化学元素周期表中同居于第Ⅳ类元素，都是很活泼的金属，对C、O2、H2、N2有很强的亲和力，锆的焊接性能和钛相近，但在工艺措施和焊接过程中的保护要求比钛更严更高。
锆及锆合金的焊接性能比较好，在常温下其化学成分比较稳定，但在高温下化学性能就变得非常活泼，高温固态的锆与环境空气中的多种元素及灰尘、水分、湿度都有很强的亲和力并会发生化学反应，从而破坏了锆及锆合金的机械性能和耐腐蚀能力，所以在锆及锆合金的焊接过程中洁净的焊接环境、焊缝及热影响区的保护、冷却是保证焊接质量的关键。
锆及锆合金的焊接性能良好，产生裂纹的倾向很小，最关键的是要对焊缝及热影响区做好保护。
固态的锆及其合金在590℃以上对O2、H2、N2有脆性敏感，因此在高温下应对其进行保护，防止其受大气污染。
在焊接过程中锆及锆合金必须与大气隔离，并一直要隔离保护到590℃以下。
焊接时所用的焊丝必须干燥、无氧化、无油渍、无污物。
锆及其合金的熔点高于钛，密度比钛大，而比热较钛低，因此焊接时热输入可比钛焊接时略大一些，即焊接电流可比钛略大一些。
锆及其合金的热导率比钛略大，但比铁要小得多，与Cr-Ni奥氏体不锈钢接近，属于导热性能差的材料，为防止焊接区高温停留时间长，应采取小的焊接线能量。
锆的膨胀系数比钛小，比其他材料也低得多，因此焊接时变形小，应力小，利于焊接。
锆和钛的母材和焊材对杂质的控制指标存在差异。
锆无缝管和焊材的控制指标如下：C≤0.05%、N2≤0.025%、H2≤0.005%、O2≤0.16%。
钛无缝管和焊材的控制指标如下：C≤0.08%、N2≤0.03%、H2≤0.015%、O2≤0.25%。
需要注意的是，在焊接过程中锆及锆合金的杂质控制也非常重要。
锆合金的研发历史、现状及发展趋势
㊀第41卷㊀第5期2022年5月中国材料进展MATERIALS CHINAVol.41㊀No.5May 2022收稿日期:2021-12-15㊀㊀修回日期:2022-03-22基金项目:国家自然科学基金优青项目(51922082)第一作者:贾豫婕,女,1997年生,博士研究生通讯作者:韩卫忠,男,1981年生,教授,博士生导师,Email:wzhanxjtu@DOI :10.7502/j.issn.1674-3962.202112010锆合金的研发历史㊁现状及发展趋势贾豫婕,林希衡,邹小伟,韩卫忠(西安交通大学金属材料强度国家重点实验室,陕西西安710016)摘㊀要:锆合金作为一种重要的战略材料,被誉为 原子能时代的第一金属 ,由于其低中子吸收率㊁抗腐蚀㊁耐高温等优点,被广泛用作核反应堆关键结构材料㊂我国锆合金基础研究及工业化发展起步较晚,锆合金种类较少,因此,锆合金的研发受到了学术界及工业界的广泛重视㊂回顾了核用锆合金研发的历史进程㊁应用现状及未来发展趋势,阐明了锆合金基础研究和开发应用的重要性,简要介绍了新兴的高性能锆合金,包括医用锆合金㊁耐腐蚀锆合金㊁高强高韧锆合金和锆基非晶合金㊂随着核反应堆的升级换代和非核用应用需求的多样化,发展新型锆合金㊁拓展锆合金的应用范围,是锆合金未来研发的着眼点㊂关键词:锆合金;包壳;强韧化;耐蚀性;抗辐照性中图分类号:TG146.4+14;TB31㊀㊀文献标识码:A㊀㊀文章编号:1674-3962(2022)05-0354-17引用格式:贾豫婕,林希衡,邹小伟,等.锆合金的研发历史㊁现状及发展趋势[J].中国材料进展,2022,41(5):354-370.JIA Y J,LIN X H,ZOU X W,et al .Research &Development History,Status and Prospect of Zirconium Alloys[J].Materials China,2022,41(5):354-370.Research &Development History ,Status andProspect of Zirconium AlloysJIA Yujie,LIN Xiheng,ZOU Xiaowei,HAN Weizhong(State Key Laboratory for Mechanical Behavior of Materials,Xi a n Jiaotong University,Xi a n 710016,China)Abstract :Zirconium alloys,as an important strategic material,also widely known as the first metal in the atomic-energyage ,are widely used in nuclear reactors as key structural components because of their small thermal neutron capture cross-section,excellent corrosion resistance and high-temperature mechanical properties.The fundamental research and industrial-ization of zirconium alloy in China is later than that of the developed countries.As a result,our zirconium industries have less variants of products,which attract broad attentions from the academic communities and industry sectors.In this review,we retrospect the development history,application status and future trends of nuclear-related zirconium alloys,and empha-size the importance of accelerating fundamental research and developing new zirconium alloys.The design and development of advanced high-performance zirconium alloys are also briefly introduced,including medical-used zirconium alloys,corro-sion-resistant zirconium alloys,high strength-high toughness zirconium alloys and zirconium-based amorphous alloys.With the requirements of further upgrading of nuclear reactors and the diverse applications,the development of new zirconium al-loys and the broadening of their applications are key points in future research &development of advanced zirconium alloys.Key words :zirconium alloy;fuel cladding;strength-ductility;corrosion resistance;irradiation resistance1㊀前㊀言锆元素的地壳丰度约为1.30ˑ10-4,处于第18位㊂然而,锆矿石全球储量分布不均,如图1a 所示,供需市场严重错位[1]㊂锆的熔点为1852ħ,具有低毒㊁耐腐蚀㊁热中子吸收截面小㊁高温力学性能优良㊁与人体相容性好等优点;其化合物如氧化锆㊁氯氧化锆等具有独特的化学和物理性能㊂因此,锆及锆制品被广泛应用于核工业㊁化学工业㊁陶瓷工业㊁耐火材料工业㊁铸造业㊁航空航天㊁医疗行业等㊂目前,我国锆产业的生产和发展主要有2个特点:一是锆矿石严重依赖进口(图1a);二是主要消费品集中在陶瓷等领域,初级产品占比高㊁产能过剩,整体产业污染高㊁效益低㊁高端产品占比少㊁All Rights Reserved.㊀第5期贾豫婕等:锆合金的研发历史㊁现状及发展趋势自主化程度低[2-4](图1b)㊂因此,亟需合理规划和布局锆行业的发展,提高锆相关产品的技术含量和附加值,打破锆合金高端市场的国际垄断,在国内建立完整高效的锆合金供应链,对整个锆合金行业进行深入思考和规划㊂图1㊀锆资源分布及生产分析:(a)全球锆矿资源分布[1],(b)国内锆合金产业结构分析及预测[2-4]Fig.1㊀Zr reserves and production:(a)world Zr reserves [1],(b)analysis and forecast of China Zr industry [2-4]2㊀核用锆合金的研发现状2.1㊀国外锆合金研发历程核燃料包壳材料选择的多重设计约束包括抗蠕变性能㊁强度㊁韧性㊁抗中子辐照㊁热中子吸收截面㊁高温性能㊁化学兼容性等各种综合性能的限制[5]㊂锆合金在高温材料中具有较低的热中子吸收截面和较为优良的抗辐照能力,自20世纪50年代开始作为核反应堆中重要的结构材料延用至今㊂美国㊁俄罗斯㊁法国及德国等国家自20世纪50年代起先后研发出一系列锆合金㊂受当时的冶炼条件限制,高纯锆在冶炼及加工过程中会不可避免地引入Ti,C,Al,N,Si 等有害杂质,降低了合金的耐腐蚀性能㊂Sn 作为α相稳定元素,能吸收合金中有害杂质[6]㊂因此,美国于1951年研发出了Zr-2.5Sn 合金,即Zr-1合金[7-9]㊂并在Zr-1合金基础上调整合金成分研制出了Zr-2合金(Zr-1.7Sn-0.2Fe-0.1Cr-0.05Ni),但Ni 元素的加入导致Zr-2合金吸氢量增加㊂于是,在Zr-2合金基础上去掉Ni 元素,增加Fe 元素,研制出了Zr-4合金[10]㊂锆合金中较高含量的Sn 不利于进一步提高合金的耐腐蚀性能,之后,随着冶炼技术的发展,通过将Zr-4合金中的Sn 含量控制在较低水平,并通过增加Fe 和Cr 的含量,改进型Zr-4合金得到了发展㊂此外,不同于美国侧重于研发Zr-Sn 系合金,依据Nb 元素较小的热中子吸收截面和强化合金的作用,前苏联发展了E110等Zr-Nb 系合金[11],加拿大开发了Zr-2.5Nb 合金用作CANDU 重水反应堆的压力管材料[12]㊂随着各国不断提高燃料能耗㊁降低循环成本,改进型Zr-4合金已不能满足50GWd /tU 以上的高燃耗要求[13],各种新型高性能锆合金相继被研发并且部分合金已投入生产,如法国的M5合金[14]㊁美国西屋公司的Zirlo 合金[15]㊁前苏联的E635合金[16]㊁日本的NDA 合金[6]㊁韩国的HA-NA 合金[6]等㊂2.2㊀我国锆合金研发历程面对国外长期的技术封锁及国家核工业发展的急需,我国从20世纪60年代初开始了锆合金的研究及工业化生产,期间成功制取了原子能级海绵锆,建设了西北锆管有限责任公司等具有先进水平㊁与中国大型核电站配套发展的现代化企业,生产制造的国产Zr-4合金完全满足工程要求㊂自20世纪90年代初开始,我国研制了以N18(NZ2)和N36(NZ8)合金为代表的具有自主知识产权的第三代锆合金[17,18]㊂21世纪初开始,一批性能优异的CZ 系列㊁SZA 系列锆合金先后启动研发㊂国内外几种典型核用锆合金的成分对比如表1所示[19]㊂作为核工业的重要材料,核级锆材的国产化生产至关重要㊂将国内外重要的锆合金牌号及其相应的研发年份汇总至图2中[6-17],可以发现我国目前已经具备了各类核级锆材的供应能力,建立了较为完整的自主化核级锆材产业体系,但产能较低㊁自主化水平较弱㊂据中国核能行业协会‘2021年核电行业述评及2022年展望“可知,截至2021年12月底,我国大陆地区商运核电机组53台,总装机容量为5463.695万千瓦;在建核电机组16台,总容量是1750.779万千瓦㊂因此,我国的核电产业每年所需锆材约为1071.6~1268.4t,海绵锆约为2143.2~2536.8t [20]㊂目前国核宝钛锆业㊁中核晶环锆业㊁东方锆业的海绵锆年产能分别约为1500,500和150t,总体产能低于每年海绵锆的需求量㊂总体来看,通过加强锆矿石进口海外布局,推动核用锆合金自主化,提高锆合金企业研发能力和生产效益,是突破我国核工业关键材料卡脖子问题㊁确保我国能源安全的关键一步㊂553All Rights Reserved.中国材料进展第41卷表1㊀几种典型核用锆合金的成分[19]Table 1㊀Composition of several typical nuclear Zr alloys [19]Alloy Chemical compositions /wt%Sn Nb FeCrNi Cu Country Zr-2 1.5 0.150.10.05 USA Zr-41.50.220.1 USAE110 1.0USSR E1252.5Canada Zr-2.5Nb-0.5Cu2.5 0.5Canada Zirlo1.01.00.1USAE635 1.20 1.00.4USSR N18(NZ2)1.00.30.30.1ChinaN36(NZ8) 1.01.00.3China图2㊀国内外锆合金研发历程[6-17]Fig.2㊀Research history of Zr alloys [6-17]2.3㊀核用锆材发展趋势锆合金的研发周期长㊁服役要求高,从研发到批量化生产需要经过大量的性能测试和工序调整(见图3),因此,近20年内核反应堆服役的锆合金种类及应用结构部件近乎不变[21-23],目前核反应堆常用锆合金应用情况如表2所示[21-25]㊂但随着三代核反应堆的逐渐发展及应用,在保证核反应堆安全㊁高效㊁经济的前提下,其燃耗㊁服役寿命及可用性需求不断提升[24],如华龙一号平均燃耗达到45000MWd /tU 以上㊁CAP1400的目标燃耗为60000MWd /tU㊁锆合金的换料周期从12个月延长至18个月及以上,这些要求使得各国密切关注锆合金服役性能的提升㊂其中,拟采取的主要措施为多元合金化和改进加工工艺[25]㊂同时,在现有锆合金的基础上进行成分调整也是发展方向之一,如美国西屋电气公司通过将Zirlo 中Sn 的含量从1%下调至0.6%~0.8%,从而得到耐腐蚀性能和抗蠕变性能更加优异的Optimized Zirlo (OPT Zirlo)[26]㊂我国核用锆合金发展现阶段的目标是实现先进压水堆燃料组件用锆合金结构材料的自主产业化㊂目前,我表2㊀核反应堆常用锆合金应用情况[21-25]Table 2㊀The application of representative zirconium alloys in thenuclear reactor [21-25]Designation of zirconium alloy Reactor types UsageZr-2,Zr-4,BWR (boiling water reactor)Fuel cladding,spacers,fuel outer channel,et al .Zr-4,Zirlo,duplex,M5,MDA,NDAPWR (pressurized water reactor)Fuel cladding,guide tube,grid spacers,plug,fuel outer channel,access port,et al .Zr-2,Zr-4,Zr-2.5NbCANDU Pressure tube,calandria tube,fuel cladding,garter springs,plug,et al .E110VVER-440㊁VVER-1000Fuel cladding,grid spacersE110,E635RBMKFuel cladding,guide tube,fuel outer channel,spacers653All Rights Reserved.㊀第5期贾豫婕等:锆合金的研发历史㊁现状及发展趋势图3㊀新型锆合金的研发历程[22]Fig.3㊀The research and development route of a new zirconium alloy [22]国的锆合金研发及应用现状如下:不同型号核反应堆所用的Zr-4合金㊁M5合金和Zirlo 合金已经具备全流程的国产化制造能力,其中Zirlo 合金的入堆服役标志着我国核级锆材国产化目标的实现;国内自主研制的SZA 系列和CZ 系列锆合金堆内测试基本完成,工程化生产及性能评价已进入尾声,预计在2025年之前完成该系列新型锆合金的工程化应用;N36作为 华龙一号 中CF3核燃料组件的指定包壳材料,已在巴基斯坦卡拉奇核电站2号机组运行使用[27,28]㊂在自主产业化目标即将实现的同时,我国核用锆合金发展的部分问题仍未解决,例如自主研制的核用锆合金种类少,堆内测试地点少,堆内模拟数据库急需建立,针对锆材加工工艺㊁组织分析与堆内外服役性能之间的机理联系研究尚有不足等㊂2.4㊀核用锆材的生产加工技术进展及新型锆合金的开发改进锆合金的生产加工工艺与研制新型锆合金是发展核用锆材的关键㊂近年来,国内外在锆合金的生产加工技术以及合金成分优化方面都取得了重要进展㊂2.4.1㊀锆合金的加工技术进展核用锆合金管件的加工一般采用如图4所示的工艺流程[29],依次包括锆合金铸锭的熔炼㊁铸锭锻造㊁β相区淬火㊁热轧㊁反复的冷轧及退火,最终达到尺寸要求㊂改进锆合金的加工工艺是推动锆合金国产化的重要方面㊂目前,各个核发达国家均建成了从原子能级海绵锆到核图4㊀锆合金管件常规的加工热处理工艺流程图[29]Fig.4㊀Conventional processing and heat treatment process of Zr alloy tube[29]753All Rights Reserved.中国材料进展第41卷级锆合金结构材料的完整产业链㊂其中,美国的华昌㊁西屋电气,法国的法玛通等公司代表了锆合金产业化的世界先进水平㊂近年来,我国在锆合金的加工工艺方面取得了极大进展㊂在锆合金的熔炼工艺方面,采用非自耗真空电弧熔炼法可以得到组织均一㊁性能良好的锆合金,且铸锭的实际化学成分与预期的成分也相吻合;在锆合金的生产方面,通过工程化研究,我国已系统解决了Zr-4合金大规格铸锭(Φ=650mm 及以上)的熔炼技术及成分的均匀化调控技术㊁铸锭低温开坯技术㊁管材低温加工技术及织构调控技术㊁管材的表面处理技术㊁精整及检测技术等;在锆合金的热加工工艺方面,累积退火参数A 为锆锡合金管的加工提供了有效指导[30]㊂国内多家锆合金企业在生产加工技术方面也取得了很大的进步[31]㊂2010~2013年,中国核动力研究设计院联合西北有色金属研究院研制了采用国产两辊轧机两道次轧制㊁配合进口KPW25轧机生产Φ9.5mm ˑ0.57mm 管材的生产工艺,攻克铸锭均匀化熔炼㊁挤压感应加热等技术难题,推动了N36合金科研成果的转化㊂此外,国核锆业股份公司通过消化吸收美国西屋公司Zirlo 合金生产技术,成功熔炼得到核级Zr-4铸锭㊁R60702铸锭及Zirlo 返回料铸锭,实现了锆合金铸锭大规模国产化的新突破,建立了完整自主化的锆材加工生产线㊂综上所述,在锆合金生产加工工艺改进方面,国家还需加大投入力度,强化生产条件建设,加快具有自主知识产权锆合金的产业化生产步伐,实现核用锆合金研发生产加工的自主化,积极参与国际市场竞争㊂2.4.2㊀新型锆合金的研究与开发新型锆合金研发的主要趋势是开发多元合金,在Zr-Sn-Nb 系合金的基础上通过加入多种合金元素,同时提高锆合金的耐腐蚀性能及力学性能等㊂国内外新型核级锆合金的牌号及详细成分详见表3[31,32]㊂由表3可知,近20年来,随着核电技术的进一步发展,各国在新型锆合金成分筛选方面继续探索,美国㊁法国㊁韩国等在已经成功应用的锆合金基础上,开展了成分优化及新合金成分锆合金的研究㊂为打破国外核级锆合金厂商对锆合金成分的垄断,以中国核工业集团有限公司㊁国家核电技术有限公司㊁表3㊀国内外新型锆合金牌号及成分[31,32]Table 3㊀New Zr alloys developed by different countries [31,32]Designation of zirconium alloyChemical compositions /wt%SnNbFeCr Other Country OPT Zirlo0.60~0.790.80~1.200.09~0.13USAX5A0.500.300.350.25USA Valloy0.10 1.10~1.20USA VB 1.00 0.50 1.00USAM5 1.00 Sʒ(0.10~0.35)ˑ10-2Oʒ0.13~0.17France OPT M50.10~0.301.000.10~0.30France J11.80Japan J2 1.60 0.10 Japan J32.50 JapanHANA-40.40 1.500.200.10 Korea HANA-61.10Cuʒ0.05Korea N18(NZ2)0.80~1.200.20~0.400.30~0.400.05~0.10China N36(NZ8)0.80~1.200.90~1.100.10~0.40ChinaC7 0.10 Cuʒ0.01Sʒ0.025China CZ-10.800.250.350.10Cuʒ0.05China CZ-2 1.000.15 Cuʒ0.01China SZA-4/60.50~0.800.25~1.000.20~0.350~0.10Geʒ0.05or Cuʒ0.05or Siʒ0.015China 853All Rights Reserved.㊀第5期贾豫婕等:锆合金的研发历史㊁现状及发展趋势中国广核集团㊁西北有色金属研究院等为代表的核电材料龙头企业及研究机构从20世纪90年代初开始注重开发具有自主知识产权的锆合金㊂在前期研究的基础上,西北有色金属研究院进行了锆合金中试研究,确定了新一代锆合金的合金成分范围和加工工艺,研制出2种新型锆合金NZ2(N18)和NZ8(N36)㊂2009~2011年,西北有色金属研究院依托国家 863 计划项目成功研发了一种Zr-Nb 系锆合金 C7合金㊂2016年,由中广核集团自主研发设计的4组STEP-12核燃料组件和4组高性能核级锆合金(CZ 锆合金)样品管组件正式装入岭澳核电站二期1号机组,随反应堆进行辐照考验,这也标志着中广核集团全面掌握了核燃料组件的研究㊁设计㊁制造和试验技术㊂同时,国核宝钛锆业股份公司自主研发的SZA 新型锆合金紧跟锆合金发展趋势,在Zr-Sn-Nb 系合金的基础上添加微量合金元素Ge,Si 和Cu㊂试验结果表明,SZA 系列合金具有优良的耐腐蚀㊁吸氢和力学性能,有望用于CAP1400燃料组件中㊂2018年,在经过8年的技术攻关之后,我国突破了N36锆合金制备的核心技术环节,成功掌握了具有自主知识产权的完整N36锆合金工程化制备技术,已实现批量化生产,并成功应用于 华龙一号 CF3燃料组件的制造,打破了国外长期垄断的局面,解决了我国长期的锆合金出口受限问题[27,28]㊂2.5㊀锆合金的微观组织演化锆合金的再结晶行为,第二相粒子的种类㊁尺寸及分布对锆合金的抗腐蚀性能㊁力学性能有很大的影响㊂此外,锆合金在加工过程中形成的强织构不仅影响锆合金中氢化物的分布特征,还是辐照生长㊁应力腐蚀开裂等的重要诱因㊂因此,锆合金的合金成分和加工工艺对其微观组织和织构演化有重要影响,系统研究锆合金的微观组织演化规律与加工工艺之间的关系是优化锆合金综合性能的基础㊂2.5.1㊀锆合金的微观组织特征核反应堆的极端服役条件要求加工后的锆合金具有均匀的微观组织㊁充分再结晶的晶粒和弥散分布的第二相颗粒等㊂研究表明,通过增加加工变形量或提高热处理温度都会加速Zr-1Nb 合金的再结晶进程[33](见图5)㊂合金元素Mo 的添加大大延缓了Zr-Nb 合金的再结晶过程[34],并且会显著降低Zr-Nb 合金的晶粒尺寸,进而降低合金的塑性㊂含Nb 锆合金的第二相大小及弥散程度与累积退火参数的相关性不强㊂因此,如何在Zr-Nb 合金中获得均匀弥散分布的第二相成为生产加工的重点问题㊂实验表明,N36(NZ8)锆合金中第二相粒子的尺寸㊁数量㊁分布与终轧前热处理的保温温度和保温时间相关[35]㊂经580ħ保温的N36(NZ8)锆合金具有细小且分布均匀的第二相粒子,其耐腐蚀性能较好㊂反之,保温温度的升高或保温时间的延长导致第二相粒子逐渐演化为带状分布,颗粒尺寸增加,耐腐蚀性能显著降低㊂此外,亦有研究发现在650~800ħ保温时,Zr-Nb-Fe 第二相粒子因结构不稳定发生溶解,同时基体析出β-Zr 相[36](见图6)㊂图5㊀Zr-1Nb 合金在580ħ下保温不同时间后的显微组织结构[33]:(a)冷轧变形态,(b)10min,(c)30min,(d)180min;(e)再结晶Zr-1Nb 试样在不同加工变形量㊁热处理温度及退火时间条件下的平均晶粒尺寸Fig.5㊀Microstructures of Zr-1Nb alloy annealed at 580ħfor various time [33]:(a)as-deformed,(b)10min,(c)30min,(d)180min;(e)average grain size of the recrystallized Zr-1Nb specimens subjected to different rolling stain,annealing temperature and annealing time953All Rights Reserved.中国材料进展第41卷图6㊀Zr-Sn-Nb 合金在不同温度保温后淬火得到的显微组织[36]:(a)原始组织,(b)590ħ保温50h,(c)650ħ保温15h,(d)800ħ保温40min,(e)900ħ保温10min,(f)Zr-Nb 二元合金相图富Zr 端Fig.6㊀Microstructure of Zr-Sn-Nb alloy after different temperature of heat preservation [36]:(a)as-received microstructure,(b)590ħ/50h,(c)650ħ/15h,(d)800ħ/40min,(e)900ħ/10min,(f)rich Zr zone of Zr-Nb binary alloy phase diagram2.5.2㊀锆合金的织构锆合金用于核燃料包壳管时,加工织构不仅影响其力学性能,还会影响其辐照生长㊁应力腐蚀开裂和氢脆等行为,因此,加工过程中对锆合金管材织构的控制是十分重要的[37,38]㊂对Zr-Sn-Nb-Fe 新型锆合金管冷轧后的织构分析结果表明[39],管材的织构类型与织构含量随冷加工变形量的变化而变化(如图7所示)㊂冷轧变形前,管材中的主要织构类型为<0001>//周向(TD)和<1120>//轧向(AD)㊂随变形量的增加,<1120>//AD 织构的含量急剧减少,同时<1010>//AD 织构的含量则快速增加,表明取向为<1120>//AD 的晶粒随变形量的增加逐渐转至<1010>//AD㊂图7㊀锆合金管材冷轧变形中织构组分的演化[39]:(a)管材变形锥体示意图,(b)织构组分变化曲线Fig.7㊀Variation of texture component in Zr cladding tube during cold rolling [39]:(a)deformation cone of Zr-Sn-Nb-Fe cladding,(b)tex-ture components evolution with strain [39]㊀㊀Zr-4合金带材是重要的核燃料组件定位格架结构材料,其织构影响辐照生长的倾向,进而影响格架的夹持力[40],因此,如何在生产中控制锆合金带材的织构是一个重要的课题㊂研究发现,β淬火板坯厚度㊁热轧总变形量㊁热轧温度等均会影响Zr-4合金板带材的织构,但热轧变形量的影响最显著[41-43],因此在工业生产中,应主要考虑通过调整热轧变形量来控制锆合金板带材的织构㊂此外,热轧变形量也会对锆合金板材的织构因子,即轧面法向织构因子f n ㊁轧向织构因子f 1以及横向织构因子f t 产生影响㊂增大板材的热轧总变形量能够增大织构因子f n ,同时减小织构因子f 1和f t [43]㊂2.6㊀核用锆合金的堆内(外)性能锆合金在服役过程中始终处于高温㊁高压㊁高应力㊁强辐照的服役环境,且锆合金在高温下极易与用作冷却63All Rights Reserved.㊀第5期贾豫婕等:锆合金的研发历史㊁现状及发展趋势剂的水发生反应,进而引发腐蚀㊁吸氢等一系列问题,因此锆合金的堆内外性能研究受到了广泛的关注㊂2.6.1㊀锆合金的腐蚀性能金属材料的腐蚀反应包括扩散㊁迁移㊁吸附㊁解吸㊁氧化还原和相变等步骤,如图8a所示,其中,影响腐蚀速度的关键因素是氧离子在氧化层中的扩散速率[44]㊂因此,依据Wagner-Hauffle假说[21],可以初步确定锆合金的合金化元素㊂随着锆合金合金成分多元化的发展趋势,腐蚀增重从单一的转折过程变成了复杂的多阶段性过程,如图8b所示,因此,阐明不同成分第二相粒子的耐腐蚀机理变得非常重要㊂通常,第二相的腐蚀速率比基体慢[45,46]㊂当基体被氧化时,内部的第二相被氧化锆包围,均匀弥散分布的第二相可以释放四方相氧化锆内应力,稳定致密柱状晶结构,减缓腐蚀增重转折点的出现㊂而在复杂的服役环境中,中子辐照会造成第二相的溶解和重新分布[47],基于此,有研究[48]建议选择尺寸较大的第二相,从而增加致密氧化层的稳定时间,提高合金耐腐蚀性能㊂图8㊀锆的腐蚀过程示意图[44]:(a)腐蚀中的物质传输,(b)不同合金的整体腐蚀增重曲线Fig.8㊀Illustration of corrosion mechanisms in Zr alloy[44]:(a)ions transportation in corrosion,(b)corrosion weight gain curves of different Zr alloys㊀㊀下面以含Nb(Nb>0.6%,质量分数)锆合金为例简要分析第二相对其腐蚀行为的影响㊂对于含β-Nb的锆合金,延长保温时间以增加β-Nb的析出不一定能够提高基体的耐腐蚀性能,因此,关于β-Nb对基体耐腐蚀性能的影响存在争议[49-52]㊂这种争议的主要原因在于,当合金中含有Fe,Cr,Cu等元素时,其扩散系数比Nb元素高,第二相析出更快,长时间的时效反而会导致其余第二相的析出长大,从而抵消β-Nb的抗腐蚀作用,最终基体的耐腐蚀性能升高不明显㊂总体而言,均匀弥散的β-Nb是具有耐腐蚀作用的,退火参数的选择需要综合不同的合金成分和加工工序进行调整,最终使β-Nb保持弥散㊁均匀的分布㊂近期的研究[53]阐明了β-Zr抗腐蚀能力提高的原因,由于β-Zr会发生共析反应,逐步分解为α-Zr和抗腐蚀性较好的β-Nb,保障了氧化层结构中致密而稳定的四方相氧化锆不断形成,从而降低了基体腐蚀速率㊂除却整体的腐蚀规律,局部腐蚀特征也是研究人员关注的重点,如疖状腐蚀和横向裂纹的产生㊂目前,关于疖状腐蚀的微观机理主要有2种:KUWAE氢聚集模型[54]和周邦新形核长大模型[55](如图9所示)㊂KUWAE氢聚集模型的机理解释为氢聚集在Zr/ZrO2界面上之后巨大的氢压导致氧化膜的破裂,从而使得腐蚀的进一步加剧㊂该模型主要适用于沸水堆[56],这一理论也可以解释大粒径的第二相粒子如何通过影响局部氢传输速度从而导致疖状腐蚀的产生[56]㊂周邦新形核长大模型的机理图9㊀疖状腐蚀机理整体认知:(a)KUWAE氢聚集模型[54],(b)周邦新形核长大模型[55]Fig.9㊀The mechanisms of nodular corrosion:(a)KUWAE model[54],(b)Zhou Bangxin model[55]163All Rights Reserved.中国材料进展第41卷解释是表面取向㊁合金元素㊁析出相局部不均匀导致了氧化膜的局部增厚现象,而氧化膜与基体的内应力不协调使得氧化膜的进一步长大,从而形成了疖状腐蚀㊂而氧化膜与基体的不协调也是横向裂纹产生的主要诱因㊂基于此,研究者[57,58]认为在ZrO2/Zr界面上由于晶体取向的各向异性,引发了第二相的偏聚及氧化层的各向异性生长,从而导致疖状腐蚀的形成[58]㊂随着锆合金合金化元素种类的增加,在今后的研究中,需重点关注不同合金元素带来的腐蚀性能差异,进而建立全面的腐蚀调控理论㊂此外,随着核反应堆向更高堆芯功率密度和更长服役寿命方向发展,对包壳和堆芯结构材料的服役可靠性提出了更高要求,尤其是对锆合金的超高温耐腐蚀性能提出了需求㊂日本福岛核事故中锆包壳与高温水蒸气反应引发氢爆,对现有核燃料组件的安全可靠性敲响了警钟,同时加速推动新型包壳和核燃料组件的研发㊂因此,研发事故容错燃料组件,预防失水事故(LOCA)时锆包壳与高温水蒸气反应引发重大安全事故,是当前的研究热点之一㊂目前,事故容错燃料领域主要包括3种研发思路[59]:①在现有包壳材料表面涂覆涂层,包壳涂层需具备抗氧化性㊁高附着性㊁热膨胀系数匹配㊁耐辐照㊁自我修复㊁高保护性以及制造工艺的稳定性等指标[60],目前的研究主要集中在铬涂层㊁SiC陶瓷涂层㊁高熵合金涂层等;②研究新型燃料包壳材料替换当前的锆合金㊂经过多年的研究,研究者们普遍认为钼合金㊁先进不锈钢[61]㊁SiC基陶瓷复合材料[62]㊁高熵合金[63]等具备代替锆合金的潜力;③研发新型核燃料组件以替代目前的整体UO2基燃料组件,从而大幅度提升核燃料组件的传热效率,降低堆芯温度㊂目前高性能燃料组件的设计思路主要包括美国提出的环形燃料组件[64]和 麻花型 扭转组件[65]等,其中环形燃料组件的发展较为成熟㊂2.6.2㊀锆合金的抗辐照损伤性能核用锆合金在核反应堆中的服役周期一般为12个月及以上,长时间高剂量中子辐照对锆合金的结构和性能产生重要影响,因此,锆的辐照损伤行为是评价其服役可靠性的关键问题之一㊂如图10所示,锆合金在中子辐照下容易引发辐照生长[66]㊁辐照硬化[67]和辐照蠕变[68]等㊂这些辐照效应会使锆包壳产生一系列服役安全问题,澄清其微观机制是调控锆合金抗辐照性能的关键㊂图10㊀锆合金的辐照效应:(a)辐照生长[66],(b)辐照硬化[67],(c)辐照蠕变[68]Fig.10㊀The irradiation damage of Zr alloy:(a)irradiation growth[66],(b)irradiation hardening[67],(c)irradiation creep[68]㊀㊀研究表明,辐照生长与<a>型和<c>型位错环密切相关,其中<c>型位错环的形成机理存在争议㊂最新研究[69]揭示了一种<c>型位错环形成的可能机制㊂纯锆在辐照后间隙型位错环的比例高于空位型位错环,额外的空位形成了二维三角形空位型缺陷㊂通过比较三角形空位缺陷与<c>型位错环的尺寸以及两者的能量,发现当三角形空位型缺陷达到临界尺寸后,会塌陷形成能量更低的<c>型位错环㊂氢的存在会降低表面能㊁稳定空位,促进了二维三角形空位型缺陷的形成㊂界面工程是提高材料抗辐照性能的重要方法㊂界面的引入可以加速辐照缺陷的湮灭,降低辐照缺陷的聚集,提高材料的抗辐照性能[70]㊂此外,界面还具有吸收辐照缺陷[71]㊁通过 空位泵 [72]机制调控辐照点缺陷分布的作用㊂如何在锆合金设计中引入大量相界面是一个重要的挑战㊂研究者曾采用连续叠轧[73]和磁控溅射[74]技术制备层状锆合金,然而这些方法得到的材料各向异性强㊁加工成本高㊁工艺重复性差㊂近期,研究者采用热机械相变法[75],成功制备出了多级三维纳米层状双相锆铌合金,该合金具备优异的力学性能和抗辐照损伤能力㊂锆合金在服役过程中的辐照蠕变和辐照生长等严重影响其服役安全性㊂通常入堆后的锆材放射性较强,难以进一步细致表征,因此,模拟计算成为了研究和评价新型锆合金抗辐照性能的重要手段[76]㊂在宏观尺度上,一般采用有限元方法进行模拟㊂在介观尺度上,研究者通过VPSC(Visco-Plastic Self-Consistent)方法评估多晶蠕变和生长行为[77,78],通过速率理论[79]模拟缺陷演化并预测辐照硬化㊂在原子尺度上一般采用第一性原理计算和分子动力学模拟的方法研究点缺陷及其复合体的性质㊂最终,通过建立模拟平台实现对锆合金服役性能的跨尺度预测㊂综上所述,加强锆合金辐照损伤机理的研究,有利于促进新型抗辐照锆合金的设计㊂此外,加强多功能测试用263All Rights Reserved.。
锆及锆合金的焊接
2 ） 接头易脆化 在焊件冷却过程中热影响区金属有可能析出复杂的金属间 化合物（如ZrCr2和Zr2Fe）、氧化物、氮化物等，这些脆 性析出物将导致焊缝及热影响区金属的强化，而塑性显著 降低，为此，在焊接工艺上应采取保护措施，使焊缝金属 避免受到污染。 3）气孔敏感性强 锆焊接时气孔是经常碰到的一个问题，产生气孔的原因主 要有两点，其一是氩气、母材、焊丝中的H2、O2、及 H2O含量提高会明显使焊缝气孔增加；其二，锆及其合金 坡口附近及焊丝表面常受到外部杂质的污染，包括水份、 油脂、氧化物、尘埃等，这此杂质如不彻底清除，会导致 焊接接头形成气孔和裂纹。因此焊接锆时应采用严格的焊 前清理程序及采用高纯度的氩气。
5 坡口制备 焊接接头采用V型坡口，坡口间隙2-3mm。焊件切割及坡 口加工宜采用机械方法，当采用等离子切割时，应采用砂 轮机打磨坡口清理其加工表面，坡口须打磨光滑，露出金 属光泽；因锆粉末易燃，所以用无齿锯切割时,要在其前 方放置一水盆，使切割的粉末落到区域进行认真的清理。在焊口组 对前采用丙酮等溶剂清除坡口两侧75mm范围内的水及污 物，再用不锈钢刷或细锉刀等工具去除距焊缝至少25mm 以上的氧化物. 2 ）焊丝使用前，必须用丙酮或酒精去除表面的油脂等杂物， 严禁使用四氯化碳一类氯化烃做为脱脂溶剂，清洁后的焊 丝拿放须戴洁净手套。清理完30分钟内必须用完，否则用 前应重新清理。 3） 用于锆材工具严禁与清理其它金属的工具接触。
3 焊接方法
锆材焊接最常用的焊接方法钨极氩弧焊，直流正极性；主 要是通过焊枪喷嘴加拖尾保护罩及 管内通氩气进行保护， 防止焊缝和热影响区氧化；并应在清洁间内焊接，或在安 装口施工时，采用临时的防风棚，减少焊缝内可能出现的 气孔缺陷。
4 焊接材料 1）氩气 锆材焊接采用高纯氩气（氩气纯度≥99.999%）作为保护气 体；由于锆对氧气的敏感性，锆材焊接须采用集气管，把 几瓶氩气并联起来使用，以增大氩气的供应量，用适当加 大氩气量的方法来隔离氧气、氮气。在正式焊接、更换氩 气瓶或集气管时，须检查氩气纯度。 2 ）焊丝 焊丝成分与母材化学成分相同，型号为ErZr-2；所用焊丝 必须有质量证明书或材质合格证； 焊丝使用前，必须用丙酮或酒精去除表面的油脂等杂物， 严禁使用四氯化碳一类氯化烃做为脱脂溶剂，清洁后的焊 丝拿放须戴洁净手套； 清理完30分钟内必须用完，否则用前应重新清理
压力容器用锆和锆合金
压力容器用锆和锆合金一、 概况地壳中含锆约0.026％，为铜的两倍半。
锆主要为ZrSiO 4和ZrO 2。
锆矿中常含有铪，铪含量约为锆含量的2－3%。
锆有良好的抗热中子辐射脆化性能，常用作核设备，但铪吸收热中子的能力为锆的600倍。
因此核用锆中所含铪应控制在100ppm以下，以减少热中子吸收断面积。
由于锆与铪共生，他们的物理和化学性能非常相近，因此比较难以分离。
锆中含铪，不影响锆的耐蚀性，所以化工用锆中不必减少铪含量，一般铪含量在5%以下即可。
1950年美国成功地分离出锆，开始了核能级锆的工业生产，1957年日本开始生产核能级锆。
近年来世界锆锭的生产能力已有约一万吨。
核能级锆主要用于核反应堆中的堆芯材料、包壳材料和压力管材料。
非核能级锆主要用作耐腐蚀的化工设备，其中多为容器和换热器。
美国每年用于化工方面的锆达200钝左右。
努特公司制造了世界上最大的锆塔，高约30m，直径约2m。
国外的锆换热器单台重量达27吨。
国内已有二十多个化工厂使用了锆设备。
过氧化氢厂、醋酸厂、硝酸厂、农药厂等采用锆设备将越来越多。
蒸汽在锆表面为滴状冷凝，锆很适于制造冷凝器。
锆有比不锈钢、镍基合金及钛更优异的耐腐蚀性能，力学性能和工艺性能也很适宜制造容器和换热器。
目前国内锆材价格约为钛材的5倍。
由于价格昂贵，过去用的较少。
随着国内化工行业的发展，许多强腐蚀的设备正在越来越多地采用锆材，大大提高设备的寿命和可靠性，取得更好的经济效益。
国内从锆材的生产，到设备的设计、制造和检验技术也日渐成熟，为锆容器的广泛应用提供了基础。
二、锆和锆合金的工艺性能锆和锆合金比合金钢和铝有好得多的可焊性。
锆的热膨胀系数低，因而焊接后焊接件的变形小。
锆的弹性模量低，因而焊接后焊接件的残余应力较小。
锆的氧化物在锆中有较高的溶解度，焊缝中通常不会夹渣，焊接时也不需要焊剂。
20mm厚度以下的锆板焊接，通常不会产生热裂和冷裂。
锆最常用的焊接方法是TIG焊，厚板可用MIG 焊，也可用等离子焊、电子速焊和电阻焊。
合金成分及热处理对锆合金腐蚀和吸氢行为影响的研究
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锆及锆产品检测报告
锆及锆产品检测报告1. 检测背景锆是一种重要的金属元素，其常见的产物有锆矿石和锆合金。
由于锆及其产品在各个领域具有广泛的应用，包括航空航天、核工业、化工等，因此对其品质和性能进行全面的检测和评估十分重要。
本次检测针对锆及其产品进行了多项指标的检测，包括化学成分分析、物理性能测试、微观结构观察等。
通过这些检测手段，我们旨在为锆及其产品的生产和应用提供可靠的数据支持和技术依据。
2. 检测方法本次检测采用了一系列常用的实验方法和技术，主要包括：X射线衍射（XRD）、扫描电子显微镜（SEM）、能谱分析（EDS）、拉伸试验、硬度测试等。
这些方法能够直观地获得锆及其产品的组分信息、晶体结构、表面形貌以及力学性能等方面的数据。
3. 检测结果3.1 化学成分分析通过化学成分分析，我们获得了锆及其产品中各元素的含量。
结果显示，锆及其产品中锆的含量达到了要求的标准值，其他杂质元素的含量也在允许范围内，符合相关要求。
元素含量（%）锆99.9杂质元素1 0.01杂质元素2 0.02杂质元素3 0.033.2 物理性能测试针对锆及其产品的物理性能，我们进行了拉伸试验和硬度测试。
拉伸试验结果显示，锆及其产品在常温下具有较高的抗拉强度和延伸率，符合相关标准。
硬度测试结果显示，锆及其产品的硬度达到了要求的标准值，表明其具有较好的耐磨性和优越的抗压能力。
3.3 微观结构观察通过扫描电子显微镜观察及能谱分析，我们对锆及其产品的微观结构和形貌进行了分析。
观察结果显示，锆及其产品具有细致均匀的晶粒结构，没有明显的晶界异常和缺陷现象。
能谱分析结果表明，锆及其产品中几乎没有杂质元素的存在，结构纯净，质量可靠。
4. 检测结论通过全面的检测和分析，我们对锆及其产品的质量进行了评估，并得出以下结论：1. 锆及其产品的化学成分符合相关标准和要求，无明显杂质。
2. 锆及其产品在物理性能方面具有良好的性能，抗拉强度高、延伸率大。
3. 锆及其产品的微观结构均匀，无明显缺陷。
《2024年热机械加工锆及钛锆合金的微结构与性能研究》范文
《热机械加工锆及钛锆合金的微结构与性能研究》篇一一、引言随着现代科技和工业的飞速发展，热机械加工技术在金属材料领域的应用日益广泛。
其中，锆及钛锆合金因其独特的物理和化学性质，在核能、航空航天、医疗等领域具有广泛的应用前景。
本文旨在研究热机械加工过程中锆及钛锆合金的微结构变化及其对性能的影响，以期为相关领域的研究和应用提供理论支持。
二、研究背景及意义锆和钛锆合金因其优异的耐腐蚀性、高强度、良好的热稳定性等特性，在许多领域具有广泛应用。
热机械加工技术通过控制材料的加热、变形和冷却过程，可以改变材料的微观结构，进而影响其性能。
因此，研究热机械加工过程中锆及钛锆合金的微结构与性能变化，对于优化材料性能、提高材料使用寿命具有重要意义。
三、实验方法与材料制备本实验采用热机械加工技术对锆及钛锆合金进行加工。
首先，选用高质量的锆和钛锆合金原材料。
其次，通过控制加热、变形和冷却过程中的温度、速度和变形量等参数，实现不同条件下的热机械加工。
最后，采用扫描电子显微镜（SEM）、透射电子显微镜（TEM）等手段观察材料的微结构变化。
四、微结构与性能分析1. 微结构分析通过SEM和TEM观察，发现热机械加工过程中，锆及钛锆合金的微结构发生了显著变化。
在加热过程中，原子活动能力增强，晶界逐渐模糊；在变形过程中，晶粒发生滑移、扭曲等现象，形成位错、亚晶等微观结构；在冷却过程中，由于快速冷却导致材料内部形成大量细小的析出物或相变组织。
2. 性能分析（1）力学性能：通过拉伸试验发现，热机械加工可以显著提高锆及钛锆合金的力学性能，如抗拉强度、屈服强度和延伸率等。
其中，合适的加工参数能够获得最佳的力学性能。
（2）耐腐蚀性能：通过对材料进行腐蚀试验发现，热机械加工可以改善材料的耐腐蚀性能。
不同加工条件下的耐腐蚀性能存在差异，其中，经过优化参数处理的材料表现出最佳的耐腐蚀性能。
（3）热稳定性：通过高温长期暴露试验发现，经过热机械加工的锆及钛锆合金具有良好的热稳定性，能够抵抗高温环境下的性能衰退。
锆合金的腐蚀性能的研究(论文)
其表面生成的钝化膜很致密 ， 锆属钝化性金属 ， 能耐大多数有机酸 、 无机酸 、 强碱 、 熔融盐 、 高温水及 但不耐氢氟酸 、 浓硫酸 、 浓磷酸 、 王 液态金属的腐蚀 ， 溴水 、 温氯及氧化性 氯 化 物 （如 氯 化 铜 、 氯化铁 水、
１］ 。 溶液 ） 的腐蚀 ［
学活性急剧增强 ， 在固态下就有很强的吸收空气中 的氧 、 氮、 氢、 水 分、 粉 尘 等 的 能 力， 并 发 生 反 应： 在 在４ 强 烈 吸 氧， 可以生成 ３ １ ５ ℃强 烈 吸 氢； ０ ０ ℃，
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锆材耐腐蚀标准
锆材是一种具有优异性能的耐腐蚀材料，特别是在强腐蚀环境中具有很好的耐蚀性能。
目前，锆材在化工、石油、海洋工程等领域得到了广泛应用。
在耐腐蚀性能方面，锆材与其他金属材料（如不锈钢、镍基合金等）相比具有独特的优势。
其表面光滑，不容易产生点蚀、缝隙腐蚀等局部腐蚀现象，从而大大提高了整体的耐蚀性能。
此外，锆材的化学稳定性好，对多种化学介质（如酸、碱、盐等）都具有较好的耐蚀性能。
同时，锆材的强度高、韧性好、易于加工成型，使其在许多领域中具有广泛的应用前景。
在实际应用中，锆材需要满足一定的耐腐蚀标准才能保证其性能的稳定性和可靠性。
这些标准通常包括以下几个方面：1. 表面处理要求：锆材表面需要经过一定的处理，如喷砂、抛光等，以去除表面的杂质和氧化层，提高其耐蚀性能。
2. 化学成分要求：锆材的化学成分需要符合相关标准，如对碳、硫、磷等元素的含量进行严格控制，以保证其耐蚀性能。
3. 耐腐蚀试验要求：锆材需要进行一定的耐腐蚀试验，如中性盐雾试验、酸性盐雾试验等，以检验其耐腐蚀性能是否符合相关标准。
4. 抗腐蚀疲劳性能要求：在某些腐蚀环境中，锆材需要具备较好的抗腐蚀疲劳性能，以延长其使用寿命。
因此，锆材需要经过一定的抗腐蚀疲劳试验，以检验其抗腐蚀疲劳性能是否符合相关标准。
根据相关标准和实际应用情况，锆材的耐腐蚀性能通常可以达到较高的水平。
但是，在实际应用中，还需要根据不同的使用环境和条件进行合理的选材和加工，以保证锆材的性能和可靠性。
同时，还需要加强锆材的维护和管理，及时发现和处理腐蚀问题，确保其使用寿命和安全性能。
总之，锆材作为一种具有优异耐腐蚀性能的材料，在化工、石油、海洋工程等领域得到了广泛应用。
为了保证其性能和可靠性，需要满足一定的耐腐蚀标准，并进行合理的选材和加工，加强维护和管理。
Zr—3的研究进展及应用前景
Zr—3的研究进展及应用前景作者：高扬沈艳祥李哲来源：《科技视界》2016年第09期【摘要】锆作为耐氧化、耐腐蚀的易加工金属，在海洋、化工和核工业等领域有广泛的应用。
本文综述了工业纯锆Zr-3（ASTM中R60702）的成分及制备，力学性能及影响因素，焊接工艺及耐腐蚀性。
本文阐述了Zr-3在一般工业上的应用，并展望其在核工业领域的应用。
【关键词】Zr-3；R60702；工业纯锆；性能研究；核工业应用锆（Zirconium）位于元素周期表第IV-B族，室温下晶界结构呈密排六方晶格结构，在865℃时发生相变，由α-Zr转变为体心立方结构的β-Zr。
由于金属锆具有高熔点（1852℃），耐氧化，优异的耐腐蚀性，良好的导热性能（热导率22Wm-1K-1），热中子吸收截面小（对2200m/s的中子，俘获截面0.185×10-28m2）以及良好的加工性能和力学性能，纯锆及其合金常被制成管材、板材、棒材、锻件等用于海洋、化工和核工业领域。
关于锆及其合金如Zr-1（R60700）、Zr-2（R60802）、Zr-3（R60702）、Zr-4（R60804）、Zr-5（R60705）、M5（Zr-1.0Nb-0.16O）等，在微观组织、退火行为、耐氧化、耐腐蚀性以及应用等方面国内外已进行了大量报道，对于Zr-3在化工领域压力容器或换热器的应用，业已进行了深入讨论。
本文主要综述工业纯锆Zr-3（ASTM中R60702）的成分及制备，力学性能及影响因素，焊接工艺及耐腐蚀性，及其在工业领域的应用。
1 工业纯锆Zr-3的制备及成分目前，常用的锆合金熔炼方法有三种：真空非自耗电弧炉熔炼、水冷铜坩埚感应熔炼和真空自耗感应熔炼。
真空自耗电弧炉熔炼法是工业上生产金属锆的主要方法，通过加入不同含量的不同元素（Fe、Cr、Sn、Nb等），可以得到适应不同实际需求的锆合金。
中国国标和美国标准中Zr-3（R60702）的化学成分含量列于表1。
Zr—3工业锆合金的腐蚀性能研究
Zr—3工业锆合金的腐蚀性能研究锆合金以其优良的耐腐蚀性能，作为包装及存储材料，应用在石油化工行业中，同时在核工业领域也有着较为广泛的应用。
本实验讨论不同温度条件下通过腐蚀极化曲线反应Zr-3合金的腐蚀性能。
得到600℃时Zr-3合金的腐蚀电位-420mV，腐蚀电流密度-4.12mA/cm2，具有较为优越的耐腐蚀性。
标签：Zr-3合金；腐蚀；性能研究ABSTRACT：Zirconium alloys have excellent corrosion resistance performance，which has a packaging and storage function. It is main application in petroleum & chemical industry. Also have a wide range of applications in the nuclear industry fields. This experiment takes PS268A electrochemical detection instrument measure corrosion polarization curve of Zr-3 alloys，which discussed corrosion resistant performance of Zr-3 alloy. The results are as follow：Corrosion potential and current density of Zr-3 alloy is respectively -420mV and -4.12mA/cm2.Keywords：Zr-3 alloys；corrosion；performance study1 锆合金的发展锆在高温水和蒸汽中都有很强的抗腐蚀性能[1]，在核反应堆内有相当好的抗中子辐照性能，且有合适的力学性能和良好的加工性能，锆及锆合金是核动力反应堆的燃料包壳材料及其他结构材料等。
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Internal Combustion Engine & Parts• 117 •工业锆及锆合金腐蚀性能研究刘鹏;菅凤侠;吴青山(西安工业大学北方信息工程学院，西安710200)摘要：锆及锆合金具有优越的耐腐蚀性能，作为包壳及存储材料，应用于石油或化工行业，同时在核工业领域也有着较为广泛的 应用。
本实验讨论温度发生变化时通过腐蚀极化曲线反应Zr-3合金的耐蚀性能。
得到600益时Zr-3合金的腐蚀电位-390mV，腐蚀电流密度-4.0mA/cm2,具有较为优越的耐腐蚀性。
关键词：Zr-3合金;腐蚀;极化曲线；性能研究1锆合金的发展锆在高温条件下在水和蒸汽中都有很强的抗腐蚀性能，特别在核反应堆重具有相当好的抗中子辐照性能，且 有适合的力学性能和良好的加工性能。
锆及锆合金是核动力反应堆的燃料包壳材料及其结构材料等。
锆及锆合金的研究与发展与核工业的发展是密切关联的，随着后续大力发展原子能发电站得到推广应用。
锆和钛两者在海水中使用时都很好，但是耐蚀性方面有些差别。
在非酸性氯化物中，如海水或氯化物溶液，锆和钛均具有耐蚀性，但锆比钛更耐细缝隙腐蚀，因为随着时间延长缝隙环境往往会转变为还原性的，对于钛及钛合金来讲，随着还原性增强腐蚀性能下降。
在有机酸中，锆比钛更可靠的多，在高温和整个浓度范围内锆都是耐蚀的，而 钛会随着环境的变化受到影响。
但是锆在200益以下时，对干氯具有耐蚀性，湿氯就会产生局部腐蚀，且相当敏感。
应力腐蚀开裂是材料或零件在应力和腐蚀环境的共同作用下引起的脆性断裂现象，由于应力腐蚀破坏前没有明显的塑性变形，故常造成灾难性的事故，从应力看，造成应力腐蚀破坏的是静应力，远低于材料的屈服强度，而且一般是拉伸应力。
从环境介质看，每一种金属或合金，只有在特定的介质中才会发生应力腐蚀，如低碳钢在NaOH，硝酸盐、碳酸盐、液体氨、H2S等溶液；奥氏体不锈钢在氯化物溶液；铜合金在在氨，铵离子溶液；铝合金在海水，N aC l等 溶液中才会发生应力腐蚀破坏。
由于高温、高压及辐射因素的影响，在材料服役期间必将会发生应力腐蚀断裂现象。
而对于工业上来讲，其工作环境大多是纯腐蚀性的，尤 其是石化或工业行业中，往往还存在持续高温及冲击环境等。
因此每年也会有大约10%的锆及锆合金被应用于石化等方面。
因为锆对很多腐蚀介质有着很强的抵抗力，且其耐蚀性能是明显优于钛而接近于钽。
锆及锆合金以其优越的性能受到各国学者越来越多的关注，虽然目前锆合金的价格稍高，但其优良的耐腐蚀性却战胜了其价格上的相对劣势[2]。
本试验通过对锆或锆合金热处理后，研究其不同温度条件时腐蚀性能的变化。
2极化曲线分析为了探索如何腐蚀性能的变化，必须对电极进行研究，极化曲线的测定是其中重要方法之一。
在研究可逆电池的电动势和电池反应时，电极上几乎是没有电流通过的，所以每个电极反应都是在接近于平衡状态下进行的，故电极反应是可逆的。
但当有电流明显地通过电池时，电极的平衡状态被破坏，电极电势偏离平衡值，电极反应处 于不可逆状态，而且随着电极上电流密度的增加，电极反 应的不可逆程度也随之增大。
由于电流通过电极而导致电 极电势偏离平衡值的现象称之为电极的极化，描述电流密 度与电极电势之间关系的曲线称作极化曲线。
锆是一种活泼金属，但其可形成表面致密的氧化膜，因此从其属于钝化材料这方面来讲，钝化区若遭到破坏会使得锆及锆合金的腐蚀性能迅速下降。
根据试验可得不同 退火温度段试样的极化曲线图，而在不同温度下的极化曲 线腐蚀电位和电流密度都有不同程度的变化，因而得到 700益的极化曲线具有较低的电流密度，但是其腐蚀电位 又太低，当550益时极化曲线腐蚀电位很高，电流密度也 较低，由此可得出600益时极化曲线具有较高的腐蚀电 位-390mV和较低的电流密度-4.0mA/cm2，根据极化曲线 中腐蚀性能的判断标准，该温度下的腐蚀性优良。
2.1不同保温时间下锆及高合金极化曲线分析温度的确定使锆合金在退火过程中的影响因素减少 了很多，这是只需要考虑时间变化对腐蚀性能的影响，根 据不同种类检测方法的分析，在所选的时间范围内约3h 的腐蚀性能较为优越。
根据Zr-Sn-N b系合金在480益及 580益时腐蚀行为的影响，可发现在480益试样的增重会减 少，580益时试样的增重相对增加了，但是腐蚀性却没有多 大变化。
究其原因，主要是原因是因在时效过程中N b的固溶度随着温度的变化而变化，所以在时效中，N b的沉积 相不一导致了腐蚀性能的变化。
本实验中锆合金中存在的第二相粒子的变化对腐蚀 会产生很大的影响[3]，得知该条件下的腐蚀电位约为- 380mV，腐蚀电流约为-3.0 mA/cm2,根据极化曲线的标准 腐蚀电位增大了，但同时腐蚀电流也增加了。
该条件下的 极化曲线虽然电流密度变大了但腐蚀电位也变大，综合认 为在600益时保温3h的试样腐蚀性能较为优越。
图1是不 同温度下的极化曲线，综合三条曲线来看，600益时试样的 耐腐蚀性较为优越。
2.2冷却方式不同对锆及锆合金极化曲线的影响在600益、保温3h随炉冷却曲线中的腐蚀电位为：390mV，而电流密度为：-3.8mA/cm2，与以上的分析对比得 出，腐蚀电位从-380m V减小到-390mV，稍有减少约占 2.6%，电流密度也从降低了，从-4.10 mA/cm2增加到了• 118 •内燃机与配件降低汽车发动机排放的技术浅析张华(安徽江淮汽车集团股份有限公司，合肥230001 )摘要：众所周知，汽车发动机排放对地球自然环境百害而无一利，甚至已经通过各种途径威胁到了人类的身体健康。
然而，近年 来，社会飞速发展，人们的生产活动和日常生活中对汽车的需求也越来越大，汽车尾气的排放量也是与日俱增。
汽车发动机排放问题 已经发展成为目前急需解决的重大问题，需要引起国家和社会的重视。
为了帮助解决这一问题，降低汽车发动机的排放，本人在本文 中对汽车尾气排放而产生的对自然环境和人类身体健康的影响进行了简要阐述，同时提出了一些可以减少汽车发动机排放的技术，希望能给汽车发动机节能减排技术的相关研发提供参考和借鉴。
关键词：汽车；发动机;排放污染;技术0引言由于社会的不断发展，人们的生活已经越来越趋向于工业化和科技化，在出行方面，汽车凭着它的方便、快捷从激烈的市场竞争中脱颖而出，广泛应用于社会生产和曰常生活。
然而，汽车的应用是一把双刃剑，虽然它能方便人们的生活，但相对于步行、自行车等方式而言，它是一种“非环境友好型”交通工具，不仅污染了自然环境，而且极大的影响了人们的身体健康。
通过专业的分析和研究，我们发现，漂浮在空气中的主要空气污染物都来源于汽车尾气，其比例高达50%以上。
因此，汽车在使用过程中产生的尾气不仅在一步步破坏着人类赖以生存的家园，而且也在一点点吞噬着人们健康的身体。
为了挽救这一切，必须特别关注汽车发动机排放问题，将降低汽车发动机排放的技术研发和实行工作放在首位。
作者简介：张华（1984-)女，毕业于哈尔滨工业大学，本科，工学 学士，助理工程师，研究方向为车用发动机研发、市场营销以及售后技术支持。
-3.8mA/cm2,另外两种冷却方式如下，腐蚀电位均减小，空 冷和淬火态的腐蚀电位分别为-520m V和-480mV，明显的降低了很多，分别降低了 26.3%和36.8%，该条件的锆合金腐蚀性能下降，另一方面从电流密度的角度去考虑，降低了约9.5%，综合以上两个因素来看，锆合金在空冷和淬火状态下的耐腐蚀性能均下降，虽然下降程度有所不同。
所以根据极化曲线的判断标准，该条件下的腐蚀电位稍有减少对耐腐蚀性有一定的影响，综合来看，该条件下的Zr-3 合金耐腐蚀性较强。
1汽车发动机排放的危害早在几十年前，我国社会已经注意到了汽车发动机的排放问题，也应用了相关技术来降低汽车发动机的排放。
比如说，在研发和设计汽车时，相关人员会关注汽车是否节约能源、减少污染的问题，并积极寻找新的环境保护型能源来代替旧能源。
诸如电动汽车、混合动力车和电池车等新型汽车逐渐上市，走入市场。
然而，目前的控制技术仍然不够成熟，对汽车发动机的排放的降低程度还远远不够，达不到保证环境和人类身体健康的需求。
虽然新型汽车也被人们所使用，但其使用率仍远低于燃油汽车。
因此，目前相关工作人员仍需重点进行汽车发动机减排的研究，通过改进汽车发动机的性能和尾气净化性能来降低发动机排放。
燃油汽车，顾名思义，就是将燃油当作主要的动力能源。
如果燃油能够得到充分燃烧，那么就只会产生少量有害气体，减轻了汽车尾气排放的有害程度；但如果燃油燃烧不够充分，它进入发动机气缸后遇到空气，就会产生混合燃烧反应，从而产生二氧化硫、一氧化碳、含氮化合物等3结论本实验研究表明每个因素对Zr-3合金板材的组织和性能有着显著的影响，结论如下：Zr-3合金在600益下腐蚀电位平均为-390mV，电流密度为-4.0mA/cm2，综合性能优良。
一直以来国内锆及锆合金的主要研究都是集中在核级锆上，所以作者认为对于工业级锆合金的研究领域应该继续加大，还需要考虑的主要因素有以下几个方面:Zr-3合金板不同条件的轧制变形规律对腐蚀性能的影响因素；添加的合金元素对锆及锆合金板材腐蚀性能的主要影响；第二相粒子的不同对锆及锆合金板材力学性能和腐蚀性能的影响机制。
参考文献：[1] 熊炳昆.金属锆在石化工业中的应用J1.稀有金属快报，2005,24(8)45-47.[2] 严青松，刘文庆，雷鸣，等.热处理制度对Zr-Sn-Nb新锆合 金耐腐蚀性能的影响[J1.稀有金属材料与工程,2007,36(1): 104107.[3]Sun Chao,Tan Jun,Ying Shihao etal.Effect of Temperature on Cyclic Defor^nation Behavior of Zr-Sn-Nb Alloy[J].Rare Metal Material and Engineering,2008,37( 4 )：584-588.。