随着世界经济的快速发展和现代科技的迅猛发展，核能的开发和利用日益受到关注。相对于火电，核电是一种经济、安全、可靠、清洁的新能源，但其带来的核电安全问题也是不容忽视的。

由于锆合金的机械性能优异，耐腐蚀性能良好，目前大多数核反应堆选用锆合金作为核燃料包壳管材料。在过去的几十年中，锆合金已经发展为三大系列，即Zr-Nb、Zr-Sn和Zr-Sn-Nb。在这三个系列的基础上，添加Fe、Cr、Ni、Cu等合金金属后，形成了工业化的Zircaloy-2（Zr-2）、Zircaloy-4(Zr-4)等锆合金。Zr-2和Zr-4合金均已商业化，Zr-2的合金成分为Zr-1.5Sn-0.15Fe-0.1Cr-0.05Ni, Zr-4的合金成分为Zr-1.5Sn-0.2Fe-0.1Cr，由于Ni的添加会造成锆合金吸氢，引发氢脆，故研究者们降低了Ni的含量，增加Fe的含量以弥补Ni减小引起的锆合金力学性能的不足，以此发展了一种新的锆合金Zr-4。Zr-4被称为核电用第一代锆合金，广泛用于轻水堆燃料的包壳材料。

2011年日本福岛核电事故的发生，使得研究者们对锆合金包壳材料提出了更高的要求，根据美国管理委员会（Nuclear Regulatory Commission，简称NRC）对核电包壳材料的标准，包壳材料的最高耐受温度为2200°F（1204°C）。因此作为核电包壳材料，需要满足耐高温水蒸气氧化性能，当冷却剂缺失时，可以降低包壳材料的热量和氢气的释放量，为事故抢修争取时间。

为了解决这个问题，国内外很多研究者对锆合金的表面防护涂层进行了大量研究，具体的涂层包括Cr基涂层、MAX涂层、Fe基涂层等。其中Cr基涂层的耐腐蚀性最佳，抗氧化能力优异，且金属Cr与锆合金的热膨胀系数相匹配，被认为是最有发展前景的锆合金表面防护涂层。

本文利用耐驰同步热分析仪STA 449F3研究了Cr基涂层在1200°C水蒸气条件下对Zr-4合金基底的抗氧化性能，并与Zr-4合金基底进行了比较。

仪器：Netzsch STA 449F3

图1是Cr coated Zr-4 合金和Zr-4 合金基体在1200°C高温水蒸气（绝对水蒸气浓度90%）条件下，恒温1h的TG对比曲线。氧化TG曲线显示，涂层锆合金（Cr coated Zr-4 合金）经1200°C高温水蒸气氧化1h，其质量增重百分数约为12.30%，而Zr-4合金基体在相同氧化条件下的质量增重百分数约为16.79%。在氧化性能的测试中，氧化增重速率是衡量材料氧化的一项重要指标。从图1可知， Zr-4合金基体的氧化增重速率明显快于Cr涂层锆合金的氧化增重速率，即Cr涂层锆合金的高温抗氧化性能明显优于Zr-4合金基体。

图1 Cr coated Zr-4 合金和Zr-4 合金基体在1200°C高温水蒸气（绝对水蒸气浓度90%）条件下，恒温1h的TG对比曲线

图2 高温水蒸气氧化处理后的Cr coated Zr-4 合金和Zr-4 合金基体的形貌图。（第一行：Zr-4 合金基体；第二行：Cr coated Zr-4 合金；从左到右分别是样品的顶部、侧面、底部）

通过STA高温水蒸气氧化实验，评判了涂层锆合金（Cr coated Zr-4 合金）对锆合金基底的防护效果。耐驰同步热分析仪拥有丰富的配置，可以通过STA来模拟样品在实际使用环境下的性能，可研究对应温度、气氛、湿度等因素对材料性能的影响。

作者

盛沈俊

耐驰仪器公司应用实验室