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第 32卷 第 6期 上 海 金 属 Vo1.32,No.6
2010年 11月 SHANGHAIMETALS November,2010 5
变形及热处理影响 Zr一4合金显微组织的研究
李 强 刘仁多 周邦新 姚美意
(上海大学微结构研究重点实验室,上海 200444)
【摘要】 zr一4合金样品经 1020℃保温20min后水淬处理,形成了一些富集Fe和 cr的片
层状 B—Zr相 (bcc结构),a=0.362nm。其 中Fe含量约为3.65wt%,Cr含量约为0.61wt%,Sn
含量约为 1.57wt%。该B—Zr相经变形及 580℃热处理后分解 ,形成 一Zr和细小的、带状分布
的zr(Cr,Fe) 第二相,所以Zr.4合金经B相水淬、变形及热处理后也可得到细小且分布较均
匀的第二相。
【关键词】 Zr-4合金 变形 热处理 B—Zr 显微组织
EFFECT oF DEFoRM ATIoN AND HEAT TREATM ENT oN
THE M ICRoSTRUCTURE oF ZIRCALoY.4
LiQiang LiuRenduo ZhouBangxin YaoMeiyi
(TheKeyLaboratoryforAdvancedMicro—Analysis,ShanghaiUniversity)
【Abstract】 Somelamellar3-Zr(bcc,a=0.362nm)richerinFeandCrwasdetectedinthe
quenchedZircaloy一4 samplesafterheatingat1020oC for20min.ThecontentsofFe,CrandSnin
p-Zrwereabout3.65wt%,0.61wt% and1.57wt% respectively.Thisp—Zrwoulddecomposeinto
oc—ZrandfineribbonlikesecondphaseZr(Cr,Fe)2particlesafterdeformationandheattreatmentat
580 oC.Sofineandunifomr lydistributedsecondphaseparticlescouldbeobtainedintheZircaloy-4
alloythroughwaterquenchingfrom I3phase,defomr ationandheattreatment.
【Key Words】 Zircaloy-4,Defomration,HeatTreatment,p—Zr,Microstructure
目前大多数压水核反应堆的燃料包壳材料是 行 了研究。
z卜4合金 ,通过优化加工及热处理过程 ,可 以进一 1 实验方法
步提高其耐腐蚀性能 lJ。在生产工艺上通过 B zr一4板材由西北有色金属研究院提供,合金成
相淬火后,经过多道次的冷轧及在 800℃以下低 分见表 1。将尺寸约为 8mmx150mm,厚 1.2mln
温再结晶处理 ,来控制 Zr-4合金 中zr(Cr,Fe): 的锆合金片状样品,经酸洗(10%HF+45%HNO +
第二相的分布。微量 Nb的添加可 以提高锆合金 45%H,O体积比的混合酸)和水洗后 ,真空封装在
的耐腐蚀性能 J,对于含 Nb锆合金,通过变形及 石英管内,然后将试样加热到 1020oC保温 20min
热处理则可 以获得细小且均匀分布的B—Nb第二 后淬入水中,同时敲碎石英管使样品迅速冷却,称
相,这是 由于Nb的存在形成了稳定的 8一Zr,13.Zr 之为 I3相水淬处理。将 p相水淬处理后的样品冷
是在610℃以下热处理分解形成的 ;Zr.4合金
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