1、锆合金的性能及发展现状

（1）锆合金的性能

锆元素是一种稀有金属元素，其原子序数为40，平均相对原子质量是91.22，密度为6.49g/cm3。纯锆在室温下为密排六方的晶体结构，被称为-Zr，纯锆的熔点为1852℃，在865℃时会发生同素异构转变，从-Zr转变为体心立方的-Zr，纯锆在室温时的一些物理性能的数据列于表1-2，从表中可以看出锆拥有良好的导热能力，这点对于其在核反应堆内的应用十分重要。

锆合金的定义为以金属锆为基体元素，加入一种或多种合金元素组成的合金。锆合金在300～400℃的蒸汽和高温高压水中具有较低的原子热中子吸收截面（锆为0.18靶恩）、适中的力学性能、良好的耐蚀性能，对核燃料有很好的相容性，所以可来作为水冷核反应堆的堆芯结构材料（孔道管、支架、压力管和燃料包壳），这就是锆合金的主要用途。而且锆对多种酸（如硫酸、硝酸、盐酸和醋酸）、盐和碱都有优良的抗蚀性，这使得锆合金能在反应堆的恶劣环境中有优异于其他合金的表现，因此锆合金也可用于制作制药器件和耐蚀部件。锆与氮、氧等气体的亲和力十分强烈，所以锆合金和锆在灯泡工业和电真空中被广泛用于制作非蒸散型消气剂。而且锆具有优异的发光特性，因此锆也可以用作焰火和闪光材料。

锆合金还拥有优异的核性能，其热中子吸收截面很小，只有0.18×10-28m2，仅次于镁(0.06×10m)和铍(0.009×10-28m2)，与纯铝的吸收截面0.22×10-28m2相接近，是不锈钢的1/30。锆合金如Zr-1Nb，Zr-2，Zr-4等热中子吸收截面大概在

（0.20~0.24）×10-28m2。这也是锆合金能在核反应堆中被大量使用的主要原因。

表1-2 锆合金的基本物理性能[4]

物理量 单位 平均值 [11-20] [0001]

密度 kg/m3 6500

热膨胀 K-1 6.7×10-6 5.2×10-6 10.4×10-6

杨氏模量 GPa 99 125

晶格常数 nm a=0.323 c=0.515

热导率 W.m-1.K-1 22

比热 J.kg-1.K-1 276

热中子俘获截面 Barn(10-28m2) 0.185

（2）锆合金的发展及其研究现状为了降低成本，就需要提高燃料元件的燃耗，这使得我们需要比如今更高的耐腐蚀性和力学性能的燃料元件包壳材料，因此这也推动了锆合金的研发发展。目前国际上研发的锆合金主要有Zr-Sn-Nb、Zr-Sn和Zr-Nb这三大系列[5]。在这三大系列的基础上我们添加Fe、Cr、Cu、Ni等合金元素后，形成了Zircaloy-2（简称为Zr-2，成分为Zr-1.2~1.7%、Sn-0.07~0.2%、Fe-0.05~0.15%、Cr-0.03~0.08%、Ni）、Zircaloy-4（Zr-4，成分为Zr-1.2~1.7%、Sn-0.18~0.24%、Fe-0.07~0.13%、C）、ZIRLO（Zr-1.0%、Sn-1.0%、Nb-0.1%、Fe）、M5(Zr-1.0%、Nb-0.16%、O)、E635(Zr-1.2%、Sn-1.0%、Nb-0.4%、Fe)、E110(Zr-1%、Nb)等锆合金，以及具有应用前景的N18（Zr-1.0%、Sn-0.35%、Nb-0.3%、Fe-0.1%、Cr）、N36(Zr-1.0%、Sn-1.0%、Nb-0.3%、F-0.1%、Cr)、HANA(Zr-0.1%、Nb-0.05%、Cu)等锆合金。