Zr-Sn-Nb合金1000～1250℃蒸汽氧化行为

作者：张锋; 张程煜; 赵琬倩; 张瑶; 陈乐; 李玫; 宋鹏程

来源：稀有金属材料与工程, 2021, 50(10): 3677-3683.

• Zr-Sn-Nb合金
• 蒸汽氧化
• α-Zr(O)
• Zr O2

核反应堆包壳管在失水事故中会因剧烈的高温蒸汽氧化而破裂,从而引起核燃料泄露的严重后果。为此,本工作研究了核包壳Zr-Sn-Nb合金1000～1250℃蒸汽氧化行为。采用增重法计算了蒸汽氧化试样单位面积的质量变化,通过扫描电子显微镜观察了蒸汽氧化试样截面形貌并测量了氧稳定α相层(α-Zr(O))和氧化锆层(ZrO2)厚度,得到Zr-Sn-Nb合金氧化增重和α-Zr(O)、ZrO2层生长动力学曲线。结果表明:1000℃蒸汽氧化时,α-Zr(O)层生长动力学曲线始终服从抛物线规律;氧化1500 s后,合金氧化增重和ZrO2层生长动力学曲线由抛物线转变为直线规律,ZrO2层内产生大量裂纹。1100～1250℃蒸汽氧化时,合金氧化增重和α-Zr(O)、ZrO2层生长动力学曲线均服从抛物线规律,ZrO2层结构始终保持完整。Zr-Sn-Nb合金的抗氧化性能优于Zr-4合金,其ZrO2层和α-Zr(O)层生长速度慢于Zr-4合金。

• 单位
  西北工业大学; 中国核动力研究设计院; 材料学院