将Zr-4和成分接近ZIRLO的3#合金样品置于高压釜中,经过360℃,18.6 MPa的0.01 mol/L LiOH水溶液腐蚀1 50 d后,增重分别达到310 mg/dm2和82 mg/dm2,3#合金的耐腐蚀性能明显优于Zr-4.用透射电镜、扫描电镜和扫描探针显微镜研究了两种样品经过70 d和150 d腐蚀后,氧化膜不同深度处的显微组织和晶体结构;研究了氧化膜的断口形貌和氧化膜的表面形貌.结果表明:Zr-4氧化膜中的空位比3#合金氧化膜中的更容易通过扩散凝聚形成孔洞簇和晶界微裂纹,也容易发展成平行于氧化膜/金属界面的裂纹,导致腐蚀转折提早发生,这与Li+和OH-渗入氧化膜后降低氧化锆表面自由能的程度有关.从氧化膜表面晶粒形貌判断,Zr-4样品形成氧化锆后的表面自由能比3#合金样品形成氧化锆后的低,这是合金成分不同引起的一种差异,也可能是Zr-4样品在LiOH水溶液中的耐腐蚀性能比3#样品差的一个重要原因.
参考文献
[1] | 周邦新 .[J].核动力工程,1998,19(04):354. |
[2] | Sabol G P;Comstock R J.[A].Philadephia:ASTM,1994:724. |
[3] | Nikulina A V.[A].Bournemouth,1996:157. |
[4] | 刘建章;周邦新;李中奎 et al.[P].CN 00128003.1,2002-06-30. |
[5] | Cox B .[J].Journal of Nuclear Materials,1969,29:50. |
[6] | IAEA-TECDOC-996 .Waterside Corrosion of Zirconium Alloys in Nuclear Power Plants[R].IAEA,Vienna,1998,1998. |
[7] | 周邦新,李强,姚美意,刘文庆,褚玉良.锆-4合金在高压釜中腐蚀时氧化膜显微组织的演化[J].核动力工程,2005(04):364-371. |
[8] | 周邦新,李强,黄强.水化学对锆合金耐腐蚀性能影响的研究[J].核动力工程,2000(05):439. |
[9] | Ramasubramania N;Balakrishnan P V.[A].Philadephia:ASTM,1994:378. |
[10] | 周邦新,刘文庆,李强,姚美意.LiOH水溶液提高Zr-4合金腐蚀速率的机理[J].材料研究学报,2004(03):225-231. |
上一张
下一张
上一张
下一张
计量
- 下载量()
- 访问量()
文章评分
- 您的评分:
-
10%
-
20%
-
30%
-
40%
-
50%