胡 洋張金龍吳曉彤屠禮明姚美意周邦新
(1.上海大學(xué)微結(jié)構(gòu)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室,上海 200444;2.上海大學(xué)材料研究所,上海 200072)
Zr-4+x Cu+x Ge合金在LiOH水溶液中耐腐蝕性能的研究
胡 洋1,2張金龍1,2吳曉彤1,2屠禮明1,2姚美意1,2周邦新1,2
(1.上海大學(xué)微結(jié)構(gòu)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室,上海 200444;2.上海大學(xué)材料研究所,上海 200072)
對(duì)添加少量合金元素Cu和Ge的Zr-4+x Cu+x Ge(x=0、0.05、0.1、0.2,質(zhì)量分?jǐn)?shù),%)合金在360℃/18.6 MPa/0.01 MLiOH水溶液中進(jìn)行靜態(tài)高壓釜腐蝕試驗(yàn)。利用TEM和SEM研究了合金和氧化膜的顯微組織。結(jié)果表明:添加適量Cu和Ge可以延緩氧化膜中微裂紋的形成,顯著提高Zr-4合金在360℃/18.6 MPa/0.01 MLiOH水溶液中的耐腐蝕性能;在Zr-4+x Cu+x Ge合金中主要析出密排六方結(jié)構(gòu)的Zr(Fe,Cr)2和Zr(Fe,Cr,Cu,Ge)2型第二相,隨著Cu和Ge添加量的進(jìn)一步提高,還會(huì)有粗大的四方結(jié)構(gòu)的Zr2Cu和Zr3Ge第二相析出,第二相的氧化易導(dǎo)致應(yīng)力集中并促進(jìn)微裂紋形成,不利于Zr-4合金耐腐蝕性能的改善。
Zr-4合金 Cu和Ge 氧化膜 第二相 耐腐蝕性能
鋯合金因其熱中子吸收截面小,在高溫高壓水中具有良好的耐腐蝕性能和較高的強(qiáng)度,已被廣泛用作核電站水冷動(dòng)力堆核燃料元件的包殼材料及燃料組件的其他結(jié)構(gòu)材料。燃料元件在服役過(guò)程中,鋯合金包殼的耐水側(cè)腐蝕性能是影響燃料元件使用壽命的主要因素。為了進(jìn)一步提高核電的經(jīng)濟(jì)性和安全性,對(duì)包殼用鋯合金的性能特別是耐腐蝕性能提出了更高的要求[1-2]。
優(yōu)化現(xiàn)有合金成分的不同配比或者添加其他種類的合金元素是開(kāi)發(fā)高性能鋯合金的兩種基本思路。從20世紀(jì)50年代開(kāi)始,Zr-4(Zr-1.5Sn-0.2Fe-0.1Cr,質(zhì)量分?jǐn)?shù),%,下同)合金開(kāi)始用作壓水堆中第一代包殼材料。之后幾十年的發(fā)展中,在其成分基礎(chǔ)上通過(guò)添加Nb發(fā)展了ZIRLO(Zr-1Sn-1Nb-0.1Fe)[3]、E635(Zr-1.2Sn-1Nb-0.4 Fe)[4]合金,以及我國(guó)自主研發(fā)的N18(Zr-1Sn-0.35Nb-0.3Fe-0.1Cr)[5]和N36(Zr-1Sn-1Nb-0.3 Fe)合金[6]。Fe和Cr也是鋯合金重要的合金元素,有關(guān)學(xué)者對(duì)Fe、Cr固溶和析出Zr(Fe,Cr)2第二相對(duì)耐腐蝕性能的影響提出了不同的觀點(diǎn)[7-8]。Garzarolli等[9]發(fā)現(xiàn),在Fe和Cr含量適度的情況下,提高Fe與Cr的比值,Zr-4合金在360℃/0.01 MLiOH水溶液中的耐腐蝕性能得到提高。Cu、Ge也是鋯合金的合金添加元素,韓國(guó)學(xué)者在Zr-1Nb的基礎(chǔ)上添加少量的Cu發(fā)展了HANA-6(Zr-1.1Nb-0.05Cu)合金[10]。李士爐等[11]研究發(fā)現(xiàn),在Zr-1Nb合金中添加適量Cu顯著改善了該合金在500℃過(guò)熱蒸汽中的耐腐蝕性能。本課題組研究發(fā)現(xiàn),少量Ge對(duì)Zr-0.7Sn-0.35Nb-0.3Fe合金[12]和Zr-4合金[13]在360℃/18.6 MPa/0.01 MLiOH水溶液中的耐腐蝕性能具有顯著的改善作用。但是,Cu和Ge復(fù)合添加對(duì)鋯合金耐腐蝕性能的影響規(guī)律尚無(wú)系統(tǒng)的研究。為此,本文旨在研究Cu和Ge復(fù)合添加對(duì)Zr-4合金在360℃/18.6 MPa/0.01 MLiOH水溶液中耐腐蝕性能的影響規(guī)律,觀察并分析合金和氧化膜的顯微組織結(jié)構(gòu),初步探討其影響腐蝕行為的機(jī)制,為研究新型鋯合金提供理論依據(jù)。
以Zr-4為母合金,分別添加0.05%、0.1%和0.2%(質(zhì)量分?jǐn)?shù),下同)的Cu和Ge制備成Zr-4+x Ge+x Cu鋯合金樣品,并以Zr-4重熔(記為Zr-4-remelted)試樣作為對(duì)照。具體制備工藝如下:用SW-Ⅱ型非自耗真空電弧爐將配好成分的原料熔煉成約65 g的合金錠,熔煉在高純Ar條件下進(jìn)行,為保證合金成分的均勻性,合金錠翻轉(zhuǎn)熔煉共6次。先將合金錠在700℃預(yù)熱后反復(fù)熱壓制成條塊狀坯料,接著將樣品放入石英管真空熱處理爐中在β相區(qū)均勻化處理(1 030℃保溫40 min),然后700℃熱軋至1.4 mm,又β相空冷(真空加熱到1 030℃保溫40 min后空冷),再多道次冷軋至0.7 mm,最終580℃保溫2 h退火處理后空冷。退火后的樣品經(jīng)酸洗和去離子水清洗后,放入靜態(tài)高壓釜中在360℃/18.6 MPa/0.01 MLiOH水溶液中進(jìn)行腐蝕實(shí)驗(yàn),腐蝕樣品定期取出稱重,繪制腐蝕增重曲線,腐蝕增重為3~5塊試樣的平均值。用JEM-200CX透射電鏡及INCA能譜儀(EDS)觀察分析腐蝕前合金的顯微組織和第二相的形貌及成分,所有EDS分析采用無(wú)標(biāo)樣法,并通過(guò)選區(qū)電子衍射(SAD)確認(rèn)第二相的晶體結(jié)構(gòu)。用JSM-6700F型掃描電子顯微鏡(SEM)觀察腐蝕后樣品的氧化膜斷口形貌。斷口形貌觀察樣品用混合酸溶去腐蝕樣品的金屬基體,然后將氧化膜折斷的方法制備[14]。為了提高圖像質(zhì)量,在進(jìn)行氧化膜斷口形貌觀察前,樣品表面蒸鍍了一層金屬Ir。
2.1 合金基體的顯微組織
圖1是Zr-4+x Ge+x Cu合金顯微組織的TEM形貌。表1統(tǒng)計(jì)了合金中第二相化學(xué)成分。Zr-4-remelted合金的顯微組織呈現(xiàn)未完全再結(jié)晶的板條狀組織,且在晶粒內(nèi)部只有少量的第二相。已有研究[7,14]表明這些第二相為密排六方結(jié)構(gòu)的Zr(Fe,Cr)2相。而Zr-4+x Ge+x Cu合金的顯微組織呈現(xiàn)部分再結(jié)晶組織,在晶粒的內(nèi)部及晶界處均分布有較多的第二相,且結(jié)合第二相的EDS分析(見(jiàn)表1)和SAD分析結(jié)果可知,Zr-4+x Ge+x Cu合金中尺寸較小(50~150 nm)的第二相為密排六方結(jié)構(gòu)的Zr(Fe,Cr)2相和Zr(Fe,Cr,Cu,Ge)2相。這些第二相中不含Sn,EDS分析中少量的Sn是由于電子束斑大而包含了合金基體中的Sn。在Zr-4+0.1Ge+0.1Cu和Zr-4+0.2Ge+0.2Cu合金中還發(fā)現(xiàn)了尺寸較大的Zr2Cu(約200 nm)和Zr3Ge(300~500 nm)第二相,均為四方結(jié)構(gòu)。大量的EDS統(tǒng)計(jì)結(jié)果分析表明:隨著合金中Cu和Ge含量的增加,第二相中Fe/Cr的比值呈現(xiàn)下降的趨勢(shì),Zr2Cu和Zr3Ge第二相均增多。
2.2 腐蝕增重
圖2是Zr-4+x Ge+x Cu合金在360℃/18.6 MPa/0.01 MLiOH水溶液中的腐蝕增重曲線。從圖中可以明顯地看出,Zr-4-remelted合金的耐腐蝕性能最差,Zr-4+0.05Cu+0.05Ge和Zr-4+0.1 Cu+0.1Ge合金的耐腐蝕性能最好。腐蝕300 d后,Zr-4+0.05Cu+0.05Ge和Zr-4+0.1Cu+0.1Ge合金的增重分別只有147 mg/dm2和151mg/dm2,相比Zr-4-remelted合金的261mg/dm2降低了42.1%。而Zr-4+0.2Cu+0.2Ge合金的增重為181 mg/dm2,相比Zr-4-remelted合金也降低了30.6%。由此可見(jiàn),適量的Cu和Ge復(fù)合添加有利于提高Zr-4合金的耐腐蝕性能,而添加過(guò)量則改善作用有所下降。

圖1 Zr-4+x Cu+x Ge合金經(jīng)過(guò)580℃保溫2 h退火后的TEM形貌和第二相SAD花樣Fig.1 TEMmorphology and SAD patterns of second phase particles(SPPs)of Zr-4+x Cu+x Ge alloys after annealing at580℃for 2 h

表1 Zr-4+x Cu+x Ge合金的第二相成分(質(zhì)量分?jǐn)?shù))Table 1 Chemical composition of SPPs indicated in Fig.1(mass fraction) %
2.3 氧化膜內(nèi)表面形貌

圖2 Zr-4+x Ge+x Cu合金在360℃/18.6 MPa/0.01 MLiOH水溶液中的腐蝕增重曲線Fig.2 Weight gain curves of Zr-4+x Ge+x Cu alloys corroded in lithiated water with 0.01 MLiOH at360℃and 18.6 MPa
圖3為Zr-4+0.05Cu+0.05Ge和Zr-4+0.2Cu+0.2Ge合金腐蝕220 d后的氧化膜內(nèi)表面SEM形貌。從圖中可以看出兩種合金氧化膜內(nèi)表面均呈現(xiàn)出不同程度的菜花狀凸起。比較兩種合金,Zr-4+0.05Cu+0.05Ge合金氧化膜內(nèi)表面起伏程度較小,結(jié)構(gòu)更致密一些,這與其耐腐蝕性能相對(duì)應(yīng)。在兩種合金的氧化膜內(nèi)表面中均觀察到許多微孔隙,這些微孔隙應(yīng)該是制樣過(guò)程中第二相被混合酸溶去后留下的,而不是氧化膜本身固有的微孔隙。這是因?yàn)榈诙啾圈?Zr基體氧化慢,在剛形成的氧化膜中第二相不會(huì)被完全氧化,在制樣過(guò)程中這些未被氧化的第二相就會(huì)溶解在酸中留下微孔隙,這些微孔隙的尺寸與金屬基體中的第二相的尺寸也是吻合的。在圖3(b)中未觀察到較大的微孔隙,而圖3(d)中發(fā)現(xiàn)了橢球型空腔,可能是發(fā)生部分氧化的較大第二相被混合酸溶去后留下的,在該空腔周圍有尺寸較大的凹坑,其形成可能與該粗大第二相分割基體的作用有關(guān)。由此可以推測(cè),添加過(guò)量的Cu和Ge形成的粗大第二相是Zr-4+0.2Cu+0.2Ge合金耐腐蝕性能改善作用減弱的一個(gè)原因。

圖3 Zr-4+x Cu+x Ge合金在360℃/18.6MPa/0.01 MLiOH水溶液中腐蝕220 d后氧化膜內(nèi)表面的SEM形貌Fig.3 SEMmorphologies of oxide films formed on Zr-4+x Cu+x Ge alloys after being corroded in lithiated water with 0.01 MLiOH at360℃/18.6 MPa for 220 d
2.4 氧化膜斷口形貌
圖4為Zr-4-remelted和Zr-4+0.05Cu+0.05 Ge合金在360℃/18.6 MPa/0.01 MLiOH水溶液中腐蝕220 d后的氧化膜斷口形貌。兩種合金腐蝕樣品的氧化膜平均厚度分別約為19.8、9.6μm,Zr-4-remelted合金的氧化膜中有許多平行于O/M(氧化膜/基體)界面的裂紋,部分裂紋較寬,這是由于在鋯合金氧化時(shí)體積膨脹以及金屬基體對(duì)其束縛作用,在O/M界面處產(chǎn)生很大的壓應(yīng)力,當(dāng)應(yīng)力超過(guò)金屬的束縛作用時(shí),就會(huì)在應(yīng)力集中區(qū)域產(chǎn)生微孔隙。在應(yīng)力持續(xù)作用下,這些微孔隙擴(kuò)展連結(jié)形成微裂紋,應(yīng)力得到釋放[15]。鋯合金氧化膜的形成伴隨著結(jié)構(gòu)周期性的演變,因此其氧化膜表現(xiàn)出層狀結(jié)構(gòu),層與層之間結(jié)合較弱是裂紋最容易形成的地方。由于Zr-4+0.05Cu+0.05Ge合金的耐腐蝕性能相對(duì)較好,微裂紋也相對(duì)較少和較小。由此可見(jiàn),一定量Cu和Ge的加入延緩了氧化膜中裂紋的形成,提高了Zr-4合金的耐腐蝕性能。
氧化膜的性質(zhì)以及氧化膜顯微組織在腐蝕過(guò)程中的演化與鋯合金的腐蝕行為密切相關(guān)。鋯氧化成ZrO2時(shí)體積發(fā)生膨脹,同時(shí)又受到了金屬基體的約束,氧化膜內(nèi)部會(huì)形成較大的壓應(yīng)力,在壓應(yīng)力作用下,氧化膜中會(huì)形成空位、間隙原子等各種缺陷;在溫度和壓力的持續(xù)作用下,這些缺陷發(fā)生擴(kuò)散、湮沒(méi)和凝聚,空位被晶界吸收形成孔隙簇,孔隙簇進(jìn)一步發(fā)展成為微裂紋,降低氧化膜的保護(hù)作用[15]。環(huán)境因素以及合金自身成分和顯微組織會(huì)對(duì)這種演化過(guò)程產(chǎn)生影響。在添加Cu和Ge的Zr-4+x Cu+x Ge合金的氧化過(guò)程中,固溶在α-Zr基體中的Cu和Ge以及含Cu和Ge的第二相都會(huì)發(fā)生氧化,因此這兩個(gè)部分必然會(huì)影響氧化膜的這一演化過(guò)程,進(jìn)而影響其耐腐蝕性能。
首先,固溶在α-Zr中的合金元素比第二相中的合金元素在氧化過(guò)程中更容易進(jìn)入到氧化膜中。Zr-4合金在LiOH水溶液中腐蝕時(shí),Li+進(jìn)入氧化膜中吸附在孔隙壁上會(huì)降低ZrO2的表面自由能,固溶在ZrO2中的Cu和Ge可能會(huì)減小ZrO2表面自由能降低的程度,延緩氧化膜中的空位凝聚形成孔隙,孔隙發(fā)展成為微裂紋的過(guò)程。同時(shí)Ge是一種符合Wagner理論和Hauffe原子價(jià)規(guī)律[16]的元素,Ge的加入增加了ZrO2中的電子濃度,減小了陰離子空位,從而抑制了O2-和OH-在ZrO2中的擴(kuò)散,降低了鋯合金的腐蝕速率。觀察氧化膜內(nèi)表面及斷口形貌(圖3和圖4)的結(jié)果也證實(shí)了添加了少量Cu和Ge的Zr-4+x Cu+x Ge合金,其氧化膜中的微裂紋更少,致密度更大,表現(xiàn)出較好的耐腐蝕性能。

圖4 Zr-4+x Cu+x Ge合金在360℃/18.6MPa/0.01 MLiOH水溶液中腐蝕220 d后氧化膜斷口的SEM形貌Fig.4 Fracture surface SEMmorphologies of the oxide films formed on Zr-4+x Cu+x Ge alloys after being corroded in lithiated water with 0.01 MLiOH at360℃and 18.6 MPa for 220 d
其次,添加Cu和Ge促進(jìn)了α-Zr基體中更多均勻細(xì)小彌散分布的第二相析出(圖2)。這些第二相氧化后與ZrO2基體間形成的界面可以作為空位的尾閭,延緩空位通過(guò)擴(kuò)散在氧化鋯晶界上凝聚形成孔隙的過(guò)程[17]。因而,分布在氧化膜中的納米大小的Zr(Fe,Cr)2第二相可以延緩氧化膜顯微組織的演化,有利于改善合金的耐腐蝕性能。Zr(Fe,Cr,Cu,Ge)2第二相與Zr(Fe,Cr)2第二相結(jié)構(gòu)相同且大小相近,其作用相似。從P.B.比(Pilling-Bedworth ratio)的角度來(lái)講,Zr(Fe,Cr,Cu,Ge)2第二相可以看成是Cu和Ge取代了Zr(Fe,Cr)2第二相的晶格點(diǎn)陣中Fe和Cr的原子位置而形成,Ge(1.23)和Cu(1.64)的P.B.比明顯小于Fe(1.77)、Cr(2.20)的P.B.比,因此Zr(Fe,Cr,Cu,Ge)2第二相在氧化時(shí)有相對(duì)較小的體積膨脹,降低了氧化膜中的局部附加應(yīng)力,從而延緩微裂紋的形成。
隨著Cu和Ge添加量的進(jìn)一步增多,在α-Zr基體中會(huì)析出Zr2Cu和Zr3Ge第二相,Zr2Cu相和Zr3Ge相尺寸較大,與合金基體的相容性減弱,分割基體的作用增加[13,18-19]。同時(shí),氧化過(guò)程中第二相被包裹進(jìn)入氧化膜時(shí),周圍易產(chǎn)生局部應(yīng)力集中,促進(jìn)微裂紋的產(chǎn)生,加速顯微組織演化,破壞氧化膜的完整性,從而削弱氧化膜的保護(hù)作用(圖3(d))。這可能是Zr-4+0.2Cu+0.2Ge合金的耐腐蝕性能比Zr-4+0.05Cu+0.05Ge合金差的原因之一。
(1)Zr-4+x Ge+x Cu合金中的第二相主要是密排六方結(jié)構(gòu)的Zr(Fe,Cr)2相和Zr(Fe,Cr,Cu,Ge)2相,隨著Cu和Ge添加量的增多,在α-Zr基體中會(huì)析出尺寸較大的四方結(jié)構(gòu)的Zr3Ge和Zr2Cu第二相。
(2)在Zr-4合金中加入少量的Cu和Ge能顯著提高Zr-4合金在360℃/18.6 MPa/0.01 MLiOH水溶液中的耐腐蝕性能。但隨著Cu和Ge的加入量進(jìn)一步增多,當(dāng)析出Zr3Ge和Zr2Cu第二相后,其改善耐腐蝕性能的作用有所減弱;適量添加Cu和Ge能延緩氧化膜中微裂紋的形成,因而可以提高合金的耐腐蝕性能。
[1]劉建章.核結(jié)構(gòu)材料[M].北京:化學(xué)工業(yè)出版社,2007.
[2]趙文金,周邦新,苗志,等.我國(guó)高性能鋯合金的發(fā)展[J].原子能科學(xué)技術(shù),2005,39(增刊):1-9.
[3]SABOLG P.An alloy development success[C]//Zirconium in the Nuclear Industry:Fourteenth International Symposium.ASTMSTP 1467.Stockholm:ASTMInternational,2004:3-24.
[4]NIKULNA A V,MAEKELOV V A,PERGUD MM.Zirconium alloy E635 as a material for fuel rod cladding and other components of VVER and RBMK cores[C]//Zirconium in the Nuclear Industry:Eleventh International Symposium.ASTMSTP 1295.Garmisch-Partenkirchen:ASTMInternational,1996:785-789.
[5]周邦新,趙文金,苗志.新鋯合金的研究[M].北京:化學(xué)工業(yè)出版社,1997.
[6]趙文金.核工業(yè)用高性能鋯合金的研究[J].稀有金屬快報(bào),2004,23(5):15-20.
[7]姚美意,周邦新,李強(qiáng),等.熱處理對(duì)Zr-4合金在360℃LiOH水溶液中的腐蝕行為的影響[J].稀有金屬材料與工程,2007,36(11):1920-1923.
[8]ANADAH,HERB B J,NOMOTO K,et al.Effect of annealing temperature on corrosion behavior and ZrO2microstructure of Zircaloy-4 cladding tube[C]//Zirconium in the Nuclear Industry:The 11thInternational Symposium.Philadelpia:ASTMSTP 1295,1996:74-93.
[9]GARZAROLLI F,BROY Y,BUSCH R A.Comparison of the long-time corrosion behavior of certain Zr alloys in PWR,BWR,and laboratory[C]//Zirconium in the nuclear industry:The 11thInternational Symposium.Philadelphia:ASTMSTP 1295,1996:850-864.
[10]PARK JY,CHOI B K,YOO S J.et al.Corrosion behavior and oxide properties of Zr-1.1wt%Nb-0.05wt%Cu alloy[J].J.Nucl.Mater.,2006,359(1):59-68.
[11]李士爐,姚美意,張欣,等.添加Cu對(duì)M5合金在500℃過(guò)熱蒸汽中耐腐蝕性能的影響[J].金屬學(xué)報(bào),2011,47(2):163-168.
[12]謝興飛,張金龍,朱莉,等.Zr-0.7Sn-0.35Nb-0.3Fe-x Ge合金在高溫高壓LiOH水溶液中耐腐蝕性能的研究[J].金屬學(xué)報(bào),2012,48(12):1487-1494.
[13]張金龍,謝興飛,姚美意,等.Ge含量對(duì)Zr-4合金在LiOH水溶液中耐腐蝕性能的影響[J],中國(guó)有色金屬學(xué)報(bào),2013,23(6):1542-1548.
[14]YAO MY,ZHOU B X,LI Q,et al.A superior corrosion behavior of Zircaloy-4 in lithiated water at360℃/18.6 MPa by β-quenching[J].Journal of Nuclear Materials,2008,374(s1-2):197-203.
[15]周邦新,李強(qiáng),姚美意,等.鋯-4合金在高壓釜中腐蝕時(shí)氧化膜顯微組織的演化[J].核動(dòng)力工程,2005,26(4):364-370.
[16]楊文斗.反應(yīng)堆材料學(xué)[M].2版.北京:原子能出版社,2006.
[17]周邦新,李強(qiáng),姚美意,等.Zr-4合金氧化膜的顯微組織研究[J].腐蝕與防護(hù),2009,30(9):589-594.
[18]張金龍,屠禮明,謝興飛,等.Zr-1Nb-x Ge合金在400℃過(guò)熱蒸汽中耐腐蝕性能的研究[J].中國(guó)腐蝕與防護(hù)學(xué)報(bào),2014,34(2):171-177.
[19]XIE X F,ZHANG J L,YAO MY.Oxide microstructural evolution of Zr-0.7Sn-0.35Nb-0.3Fe alloys containing Ge corroded in lithiated water[J].J.Nucl.Mater,2014,451(1-3):255-263.
收修改稿日期:2016-02-23
Corrosion Resistance of Zr-4+x Cu+x Ge Alloys in Lithiated Water
Hu Yang1,2Zhang Jinlong1,2Wu Xiaotong1,2Tu Liming1,2Yao Meiyi1,2Zhou Bangxin1,2
(1.Laboratory for Microstructures,Shanghai University,Shanghai200444,China;2.Institute of Materials,Shanghai University,Shanghai200072,China)
The corrosion behavior of Zr-4+x Ge+x Cu alloys(x=0,0.05,0.1,0.2,mass fraction,%)and themicrostructures of the oxide films formed on the specimens corroded in lithiated water at360℃/18.6 MPa/0.01 Mwere investigated by autoclave tests.Themicrostructures of the alloys and oxide films were observed by TEMand SEM.Results showed that Cu and Ge additions could improve the corrosion resistance of the Zr-4 alloy,Zr(Fe,Cr)2and Zr(Fe,Cr,Cu,Ge)2were themain precipitates in Zr-4+x Ge+x Cu alloys.And with further increasing Cu and Ge content,coarse second phase particles(SPPs)such as Zr2Cu and Zr3Ge would be precipitated.Stress concentration andmicro-cracks in the oxide layerswould be easily formed during the oxidation of these SPPs,which was disadvantageous to the corrosion resistance of the alloys.
Zircaloy-4 alloy,Cu and Ge,oxide film,second phase,corrosion resistance
國(guó)家自然科學(xué)基金資助項(xiàng)目(No.511711102);大型先進(jìn)壓水堆核電站重大專項(xiàng)資助項(xiàng)目(No.2011ZX06004-023)
胡洋,男,從事鋯合金高溫腐蝕研究,Email:hy_2015@sina.com