新锆合金的相变温度

Veil 38 No. 1Febeuaey 2021Ti 穀臧第38卷第1期2021年 2月SPD 技术对错及错合金力学行为影响研究现状郑 勇,魏连峰%,王 晶％，李洪玉％,郑云西％,齐振佳％,白力文％(1.中国核动力研究设计院反应堆材料及燃料重点实验室，四川成都610041)(2.中国核动力研究设计院四所，四川成都610041)摘要：综述了错及错合金剧烈塑性变形(SPD )后性能变化的研究进展，系统阐述了错及错合金经剧烈塑性变形后显 微硬度、拉伸/压缩性能、高低周疲劳 ,重点介绍了 SPD 技术在 、Zr-Nb 系合金中的应用。

经过剧烈塑性变后，错及 合金的 度及屈服强度均显 升， 剧烈 成 、合金成分、第二相分布、热处理制度不同，其提升程度存在一定的差别。

位错 及错合金高周疲劳的主要损伤机制，位错运动(包括位错滑移及位错)是错及错合金低周疲劳的主要损伤机制。

文章最后指出现阶段错及错合金SPD 技术的发展趋势及应用前景$关键词：错及错合金；剧烈塑性变形；位错滑移；力学性能中图分类号：TG146. 4 +14文献标识码：A 文章编号：1009-9964(2021 )01N45N4Research Progres s on Mechanical Behavior of Zirconium and Its Alloyduring Severr Plastic DeformationZheng Yong 1，2，Wei Lianfeng 1，Wang Jing 1， Li Hongyu 1，Zheng Yunxi1， Qi Zhenjia 1，Bai Linen 1(1. Science and Technology on Reactor Fuel and Materials Laborato w ，Nuclear Power Institute of China ，Chengdu 610041， China )(2. The Fourth Research Institute ， Nuclear Power Institute of China ，Chengdu 610041， China )Abstract : The research progress of propewies of zirconium and zirconium Llys aOer severe plastic defownation (SPD) was reviewed. The mOwhadnes, tensile/compressive propewies ， high and Iw cycle fatigue propewies ofzirconium and zirconium Llys after severe plastic deformation were systematically described. The application of SPDtechnology in pure zirconium and Zr-Nb Llys was emphatically introduced. After severe plastic defownation ， the tensile strength and yield strength of zirconium and zirconium Llys are signCicantly improved ， but the degree of improvement is diAewnt accoWing to diAewnt severe plastic fowning twjecWw, Lloy composition ， second phasedistribution and heat treatment system. Dislocation slip is the main damage mechanism of high cycle fatigue ofzirconium and its alloys ， and dislocation movement (including dislocation slip and dislocation climb ) is the main damage mechanAm of Ww cycle fatigue of zirconium and its Lloys. At last ， the development trend and applicationprospect of SPD technology on zirconium and zirconium Lloy are pointed out.Key words ： zirconium and its alloy ; severe plastic defownation ； dislocation movement ; mechanical pwpeWy及错合金具有非常低的热中子吸收截面，且 硬度高、延展 、耐异， 用技术领域，例如堆一回路内的、燃料板包壳、燃料棒包壳端[1-3]$收稿日期：2020-10 - 09基金项目： 科研 (K301012021)通信作者： (1990—)，，博士，助理研究员应堆的高燃耗及高可靠性是降低其运维成本及提高使用效率的有效方式，而常 合金的 、疲劳、吸氢及约了其进一展，对 合金的综合 了更高的 ⑷。

四方相氧化锆高温相变
四方相氧化锆（t-ZrO2）在高温下会发生相变。

当温度达到1170℃时，四方相氧化锆会转变为立方相氧化锆（c-ZrO2）。

这个相变过程伴随着约4%~6%的体积收缩。

这种相变的特点包括：
1. 无热相变：在给定温度下，氧化锆陶瓷的相变与时间无关。

2. 热潜现象：四方相转变为立方相的温度范围为1170℃，而四方相转变为单斜相的温度范围在850℃~1000℃之间，相变滞后约200℃。

3. 相变伴随体积效应和剪切形变：由四方相转变为立方相会发生体积膨胀，反之则收缩。

4. 相变无扩散反应发生：由于相变是瞬间完成的，快于裂纹的速度，所以可以使用相变阻止裂纹扩展，提高氧化锆陶瓷的韧性。

5. 颗粒尺寸效应：当氧化锆陶瓷处于一定状态下的颗粒小于某一临界尺寸时，单斜相可保留至室温而不发生相变。

6. 添加剂的影响：在氧化锆陶瓷中加入如MgO、CaO等添加剂可以使氧化锆以单斜或立方形式存在。

7. 应力状态对相变的影响：在压应力状态下，四方相到单斜相的转变会被抑制；反之，有利转变。

收稿日期:2008 11 25作者简介:刘欣(1983 ),女,四川乐山人,硕士研究生.第3卷 第1期材 料 研 究 与 应 用V o1.3,N o.12009年3月M A T ERIA L S RESEA RCH A ND AP PL ICAT IONM ar .2009文章编号:1673 9981(2009)01 0049 06N18锆合金在500 空气中的氧化行为刘 欣,赵文金(中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室,四川成都 610041)摘 要:对我国自主开发的N 18锆合金在500 空气中的氧化行为进行了研究.结果表明,N 18锆合金在500 空气中氧化时,在大约100h 时合金试样的氧化行为发生从抛物线到线性的规律转变,转折前的氧化膜为黑色致密的氧化膜,氧化速率常数K C =1.0!10-11kg 2/m 4∀s,激活能Q =125.866kJ/mo l;转折后的氧化膜中出现类似分层现象,氧化速率常数K L =2.0!10-8kg 2/m 4∀s,激活能Q =123.117kJ/mo l.N18锆合金在500 空气中的氧化动力学规律与Z r 4合金的相似,但Zr 4合金发生转折的时间约为50h.实验证明,N18锆合金在500 空气中的抗氧化性能优于Zr 4合金.关键词:锆合金;空气氧化;氧化动力学中图分类号:T L 341 文献标识码:A锆合金具有热中子吸收截面小及优良的抗腐蚀性和力学性能,是水冷核动力反应堆芯燃料的包壳材料及结构材料的首选材料.燃料包壳主要起防止放射性物质泄漏及将燃料产生的热传导给冷却剂的作用.所以,核动力反应堆的先进性、安全可靠性及经济性与所用堆芯包壳材料锆合金的性能密切相关.在过去的40多年中,燃料元件包壳Zr 4合金在堆内使用效果是令人满意的,但随着核动力反应堆技术朝着提高燃料燃耗、降低燃料循环成本、提高反应堆热效率及安全可靠性的方向发展,对关键核心部件的燃料包壳材料的性能提出了更高的要求,尤其是耐腐蚀性能.由于Zr 4合金已不能满足这种高要求,因此世界核电发达的国家都在研发性能更优良的锆合金.N18锆合金是我国自主开发的、能满足高燃耗要求的新型锆合金,其在350 水及400~500 蒸汽中都具有优良的抗腐蚀性能,但在空气中的氧化行为在国内还未见到有关报道[1].国外学者一直都在研究锆合金在不同介质中的氧化行为,以了解空气进入堆芯及燃料棒与空气接触等严重事故发生时锆合金的氧化特性[2 3].本文对N18锆合金在500 空气中的氧化行为进行了研究,目的是评价N18锆合金作为燃料包壳材料在各种氧化条件下的完整性,为分析反应堆的安全性提供科学数据.1 实验部分1.1 试样将实验采用的N18和Zr 4合金板材切成大小为30mm !20m m !2.0m m 的试样,其化学成分列于表1.试样经编号、打孔后用800号SiC 砂纸打磨加工面,然后用 (H F) (H NO 3) (H 2O)=10 45 45溶液酸洗,经酸洗后的试样用流动水冲洗后用去离子水漂洗,再用去离子水煮洗几分钟后取出吹干,最后测量试样尺寸,计算出其表面积后待用.表1 锆合金的名义化学成分Table 1 C hemical composition of zirconium all oys 合金成分w /%Nb FeCr SnOZ r Zr 40.180.09 1.520.10余量N 180.360.300.097 1.060.13余量1.2 氧化实验用支撑架将样品悬挂于电阻炉膛中间的均温区内,在空气自然循环的环境下进行实验.实验采用循环加热方式,同一氧化时间取三个平行试样.首先将温度升至500 后放入样品,同时开始保温计时,达到预定时间后立即将样品从炉中取出空冷,待冷到室温后进行称重.采用精度为10 g 的电子天平测量实验前后样品的质量,计算出单位面积的氧化增重,并绘制动力学曲线;根据氧化动力学转折前后的氧化速率常数和激活能之间的数学关系式,计算出氧化速率常数及激活能.1.3 氧化膜观察将氧化后的试样沿横向及轧向各切一个样品,再将样品用透明镶嵌料镶样,镶嵌后的样品分别用80号和1200号砂纸研磨及抛光后再用金刚石粉末机械抛光,然后用 (SiO 2悬浮液) (H 2O 2) (NH 3∀H 2O)=96 2 2溶液进行化学抛光.用金相显微镜(OM )观察试样氧化膜的截面形貌并测量不同截面的氧化膜厚度.2 结果及讨论2.1 氧化动力学2.1.1 氧化动力学曲线锆合金在500 空气中氧化后的增重及氧化膜厚度的平均值列于表2,表中的氧化增重数值为一组试样的平均值,氧化膜厚度是同一试样不同区域测得的平均值.由表2可知,N18锆合金和Zr 4合金在500 空气中的氧化增重及氧化膜厚度随氧化时间的延长而增加.表2 在500 空气中锆合金氧化实验的结果Table 2 R esults of the oxidation of Zirconium s in ai r at 500试样氧化时间t /h 氧化增重#W /(g ∀m -2)氧化膜厚度/ m 52 N 183151.3 1.0553 N 188209.1 1.5251 N 1816300.3 1.8655 N 1850469.0 3.0256 N 18100613.6 3.5559 N 184002084.719.26511 N 186603703.230.3657 N 187103865.634.0258 N 188804805.237.3151 Zr 450587.4 6.1452 Zr 41081164.911.33图1是根据表2中的数据分别绘制的N18锆合金试样在500 空气中氧化增重及氧化膜厚度与时间的关系曲线.由图1可知,无论是氧化增重还是氧化膜厚度与时间的关系均表现出一样的规律,即N18锆合金试样在100h 左右发生氧化转折,氧化转折前的动力学曲线近似于抛物线规律,而氧化转折后则近似于线性规律.图1 N 18锆合金氧化增重及氧化膜厚度与时间的关系(a)氧化增重;(b)氧化膜厚度Fig.1 W eight g ain and film s thichness data plotted as a functio n o f time for N 18zirconium alloy s50材 料 研 究 与 应 用20092.1.2 氧化动力学参数锆合金与高温水及蒸汽接触发生氧化还原反应,在锆一侧生成氧化膜,同时释放氢.氧化膜的生长是通过氧离子从膜的外表面向内扩散,O 2-和Zr 4+在氧化膜/金属界面向氧化膜表面扩散的速度,决定了氧化膜的生长速率.因此,锆合金的腐蚀过程主要是氧化膜的生长过程.在腐蚀转折前阶段,合金表面所形成的是一层均匀致密、黑色光亮、具有保护性的氧化膜,此时的氧化膜成分为四方结构相的非化学配比的ZrO 2 n [4].许多研究者发现,高温氧化转折前的氧化膜生长速率呈近似于一个抛物线或立方的规律,其关系式如下:#W n =K C ∀t ,(1)K C =A exp[-Q/(R T )].(2)式(1~2)中:K C 为速率常数,n 为速率指数,A 为常数,Q 为激活能.当氧化进入转折阶段时,氧化膜变得疏松,其成分为单斜结构相的正化学比的ZrO 2,氧化膜则由黑色转变为灰色和白色,生长速率的增大呈近似于线性规律,关系式如下:#W =K L ∀t .(3)式(3)中:K L 是直线速率常数.为了获得速率常数及速率指数,先将转折前的曲线方程两边通过取对数化曲为直,然后用最小二乘法计算,得到如下方程:Y =a 0+a 1∀X ;(4)a 0=(∃Y i )/m -a 1(∃X i )/m;(5)a 1=[∃X i Y i -(∃X i ∃Y i )/m]/[∃X i 2-(∃X i )2/m)].(6)将式(1)两边取对数,即得:ln #W =(ln K C )/n +(ln t)/n .(7)比较式(4)和式(7),令Y =ln #W ,a 0=ln K C /n,a 1=1/n,X =ln t .将N18锆合金在500 空气中的氧化数据t 和#W 取对数后代入,得到X i 值和Y i 值.再将X i 值和Y i 值带入式(5)和式(6)中,得到a 1=0.41,a 0=-10.29,故速率指数n =1/a 1=2.46,ln K C =n ∀a 0=-25.32.将式(2)两边取对数化曲为直,得ln K C =ln A -Q/(RT ).通过上述公式,计算出N18锆合金在500 空气中氧化后的动力学参数.氧化转折前的速率指数n = 2.46,氧化速率常数K C %1.0!10-11kg 2/m 4∀s,激活能Q =125.866kJ/mol;氧化转折后的速率指数n =0.91,速率常数K L %2.0!10-8kg 2/m 4∀s,激活能Q =123.117kJ/mol.结合N18合金在600 空气中的氧化数据,可得到在773~873K 范围内的速率常数表达式:氧化转折前K C =3.2!10-3ex p(-15139/TK );氧化转折后K L = 4.2ex p(-14808/TK ).用最小二乘法求得在氧化转折前氧化膜生长的速率指数n = 2.43,氧化转折后氧化膜生长的速率指数n = 1.03.2.2 氧化膜形貌2.2.1 氧化膜宏观形貌图2为N18锆合金及Zr 4合金在500 空气中氧化后的表面宏观形貌照片.图2(a)按从左到右、从上到下的顺序对应的试样依次为52 N18,53 N18,51 N18,55 N18,56 N18,59 N18,511 N18,57 N18,58 N18;图3(b)从左到右对应的试样依次为51 Zr 4,52 Zr4.图2 锆合金在500 空气中氧化后的表面宏观形貌(a)N 18锆合金;(b)Z r 4合金Fig.2 T he mor pholog y o f ox idation film on Zir conium alloy s in air at 500(a)N18zir co nium a llo y;(b)Z r 4a lloy51第3卷 第1期刘 欣,等:N 18锆合金在500 空气中的氧化行为由图2可见,氧化转折后氧化膜变为土黄色或白色;随着氧化时间延长,氧化膜变疏松且易脱落.由图2(a)可见,N18合金试样在500 经3h,8h,16h 和50h 氧化后表面黑色光亮;100h 时试样表面为暗灰色;随着氧化时间继续延长,试样表面完全转变为土黄色;880h 时试样表面的氧化膜已经有轻微的裂纹.由图2(b)可见,Zr 4合金试样在氧化50h 后表面有许多白色疖状斑,有些已经连成片,而在氧化108h 后试样表面90%以上被白色氧化物覆盖.比较发现,N18锆合金在500 空气中经880h 氧化,也未出现像Zr 4合金经50h 氧化后氧化膜严重发白的现象.2.2.2 氧化膜截面的形貌图3为N18锆合金试样氧化膜截面的形貌照片,图3(a)为氧化转折前、图3(b)为转折时、图3(c)为转折后、图3(d)是对应图3(c)在偏光下的形貌.由图3可见,转折前试样的氧化膜为黑色致密膜,转折后的氧化膜出现类似分层的现象并存在裂纹;随着氧化时间的延长,氧化膜类似分层的特征明显且局部已疏松并脱落.Mo tta 等人[5]在研究锆合金氧化膜的显微结构及生长机制时发现,锆合金在360 水中氧化784d 后,通过透射光金相显微镜(TLOM)可观察到,氧化膜有明显的分层现象且这个分层现象与氧化转折有关,本文的现象与M otta 等人的研究发现有相似之处.这是由于氧化膜的四方氧化锆相和单斜氧化锆相有不同的折射指数,本文中的类似分层现象也都是在氧化转折后的氧化膜中出现的.图4为Zr 4合金试样氧化膜截面的形貌.由图4可知,Zr 4合金在500 空气中腐蚀50h 时,氧化膜就已经出现类似分层的现象.由表2可知,经50h 腐蚀的Zr 4合金氧化膜的厚度是N18锆合金氧化转折后的2倍.由于循环加热对两种合金试样的氧化都有加速作用,表现为增重快、氧化膜厚.这主要是循环过程中产生了应力,从而形成微观的缺陷,有利于试样的氧化.图3 N 18锆合金在500 空气中氧化后试样截面氧化膜的形貌(a)55 N 18试样;(b)56 N 18试样;(c)58 N 18试样;(d)58 N 18试样在O M 偏光下的形貌Fig.3 T he mo rpholo gy of o xidation film o n N18Zirconium alloy in air at 500(a)55 N 18allo y;(b)56 N 18alloy;(c)58 N18allo y;(d)mo rpho lo gy of 58 N 18alloy under polar ized lig ht of OM52材 料 研 究 与 应 用2009图4 Zr 4合金在500空气中氧化后试样截面上的氧化膜形貌(a)51 Zr 4试样;(b)52 Zr 4试样F i g.4 T he mor pho log y of ox idatio n film on Zr 4allo y in air at500(a)51 Zr 4allo y;(b)52 Zr 4allo y2.3 与蒸汽中的氧化动力学比较N18锆合金在500蒸汽中的腐蚀结果列于表3.将表3中氧化数据代入式(5)及式(6)中得到:转折前a1=0.46,a0=-10.97;转折后a1=0.89,a0 =-16.42.故可得,N18合金在500蒸汽中氧化转折前及转折后的速率指数和速率常数(表4).表3 N18锆合金在500蒸汽中氧化后的增重结果Table5 The weight gai ns of z i rconi u m in steam at500氧化时间/h82450100200300500增重平均值/(g∀m-2)192.5318.4450.1635.51285.01905.32570.3表4 N18锆合金在500蒸汽中氧化后的动力学参数Table6 Datas of the oxidation ki netics of zirconiums in steam at500氧化动力学参数转折前转折后速率指数n 2.17 1.12速率常数K C/(kg2∀m-4∀s-1) 4.5!10-111.0!10-8将表3与表2比较发现,N18锆合金试样在500空气中的氧化规律与水蒸汽中的相似,并且发生氧化转折的时间相近.由表4可知,N18锆合金在空气中氧化转折前的氧化速率指数比蒸汽中的大.表明,锆合金在空气中的氧化速率高.这是因为空气中的氮及杂质成分会加速锆合金氧化,与Durieze等人[6]的研究结果相一致.由表4还可知,氧化转折后的氧化速率指数变小,与在500空气中的氧化规律相似.这可能是因为试样在500空气中氧化较长时间后,氧化膜有剥落的现象,从而造成称重不准;也可能是因为在长时间氧化过程中,炉内空气量不充足而导致氧化减慢;也可能是两种因素兼有.3 结 论(1)N18锆合金试样在500空气中的氧化规律为:氧化转折前氧化增重及膜厚呈抛物线规律,氧化速率指数n=2.46;转折后为线性规律,氧化速率指数n=0.91.氧化膜转折前为致密的黑色膜,转折后随着氧化时间的延长,其颜色由黑色变为灰褐色,局部区域逐渐变为灰白色;随着氧化膜厚度的增加,出现类似分层的特征,转折后的氧化膜为单斜结构的正化学比的ZrO2.(2)N18合金在500空气中发生氧化转折的时间约为100h,此时的氧化膜生长厚度约为3.55 m.Zr 4合金氧化动力学规律与N18合金的相似,但氧化转折时间仅为N18合金的一半,约为50h,转折后氧化膜生长加速,108h时的氧化膜厚度约为11.33m,为N18合金的3倍.由此可知,N18合金的抗氧化性能比Zr 4合金的好.(3)N18锆合金试样在500空气和水蒸气中53第3卷 第1期刘 欣,等:N18锆合金在500空气中的氧化行为的氧化规律相似,发生氧化转折的时间相近,但在500空气中氧化转折前的氧化速率指数比蒸汽中的大,合金在空气中氧化加速.参考文献:[1]赵文金,周邦新,彭倩,等.我国高性能锆合金的发展[J].原子能科学技术,2005,39:2 9.[2]JO NG H B,Y ON G H J.Steam o x idat ion o f Z r 1.5N b0.4Sn 0.2F e 0.1Cr and Z ircaloy 4at900~1200[J].Journal o f N uclear M ater ials,2007,361:30 40.[3]BOEH M ERT J.Embr ittlement o f Z r 1%N b at roo mtemperature after hig h t emperatur e o x idat ion in steamatomo sphere[J].K erntechnik,1992,57:55 58.[4]刘建章,赵文金,薛祥义,等.核结构材料[M].北京:化学工业出版社,2007:41 43.[5]A RT H U R T M,AY L IN Y,R OBER T J C,et al.M icr ost ructur e and g row th mechanism of ox ide layer s fo rmed on Zr allo ys studied w ith micro beam sy nchro tro n radia tion[C]//A ST M ST P1467,W est Conscho hocken:A ST M Internatio nal,2005:205.[6]DU RIEZ C,DU PO NT T,SCH M ET S B,et al.Zir calo y 4and M5ox idation by air between600and1200[J].Journal o f Nuclear M aterials,2008,380:30 45.The oxidation behavior of N18zirconium alloy in air at500L IU X in,ZH A O W en jin(N ational K ey L abor ator y f or N uclear Fuel and M ater ials,N uclear Pow er I ns titute o f China,Chengd u610041,China)Abstract:T he oxidation behaviors of N18zirconium alloy in air at500w ere investig ated.T he results show ed that the ox idation kinetics of N18alloy in air at500obeyed the transition,w hich occurred a r ound100hours,from a parabo lic law to a linear law.It is black and compact for the cross section mor pholog y of ox ide befor e the transitio n w ith the o xidation rate co nstant K C=1.0!10-11kg2/m4∀s,and the activation energ y Q=125.866KJ/m ol.The m icro structur e of the ox ide after the transition w as consisted of layers.And the post breakaw ay o xidation rate constant K L equal to2.0!10-8kg2/m4∀s,w hile the ac tivation energ y Q is123.117kJ/mol.T he o xidation kinetics of N18alloy is similar to that of zircalo y 4at 500,but the transition of zircalo y 4o ccurred earlier than that of N18.A nd the ox ide film of zircaloy 4 tr ansform ed to be w hite quic K L y and turned to break aw ay.Therefor e,the test show ed that the ox idation resistance is better for N18allo y than zircaloy 4in air at500.Key words:zirconium alloy s;air ox idatio n;ox idation kinetics54材 料 研 究 与 应 用2009。

锆及锆合金塑性变形加工的感应加热（上）李韵豪【摘要】根据锆及锆合金塑性变形加工（挤压）前加热的特点，论述锆及其合金的热物理参数、加热规范，提出锆及其合金，主要是核级锆合金Zr-4感应加热频率、功率、加热（含保温）时间等的确定，感应加热方案设计及感应器参数计算。

【期刊名称】《金属加工：热加工》【年(卷),期】2016(000)015【总页数】5页(P60-63,64)【作者】李韵豪【作者单位】【正文语种】中文【编者按】常用的有色金属如铝、铜、钛、锆、钽、铌、镁等及其合金因具有一系列非常优异的特性，其塑性变形制品在航空航天、国防、汽车、机车及民用等诸多领域得到越来越广泛的应用。

这些有色金属及其合金塑性变形前的加热，也正由传统火焰炉加热向高效节能的感应加热过渡，更多的锻造厂家已意识到，感应加热是有色金属及其合金诸多加热方式中更先进、更理想的加热方式。

1. 锆及锆合金的分类锆及其合金具有优异的核性能：其热中子吸收截面小，对2200m/s的中子，纯锆的俘获截面只有0.18×10-28m2，这就能保证核动力反应堆中有足够的热中子数量以维持它正常运转。

锆及其合金易加工，同核燃料UO2相容性好，在300～400℃的高温高压水和蒸汽中，都有良好的耐蚀性和热强性。

由于这些特性，锆及其合金主要用于水冷核反应堆的堆芯结构材料中，如核燃料包壳、压力管、支架等。

由于锆合金对酸、碱、盐有优良的抗蚀性，也广泛用于制造化工和制药器皿等行业。

按金属铪（Hf）的含量分，锆合金分为两种：一种用于核动力反应堆的核级锆合金（铪含量低于100ppm，1ppm=10-6），另一种用于工业设备的锆合金，为工业级锆合金（一般铪含量的质量分数低于5%）。

核级锆合金目前主要有三大系列：即Zr-Sn系合金（Zr-2、Zr-4等）、Zr-Nb系合金（Zr-2.5Nb、M5、E110、C7等）和Zr-Sn-Nb系合金（Zirlo、E635等）。

核级锆合金铸锭、棒、管材标准依次为GB/T8767—2010、GB/T8769—2010、GB/T26283—2010。

铬锆铜熔点-概述说明以及解释1.引言1.1 概述概述部分：在材料科学和工程中，研究材料的性质和行为是非常重要的。

其中一个重要的性质就是熔点，它是材料从固态向液态转变的温度。

熔点不仅仅是一个物质本身的特性，也能反映其晶格结构和相互作用力的强度。

本文将探讨铬、锆和铜这三种常见金属的熔点特性。

铬、锆和铜都是常见的金属元素，具有广泛的应用领域。

了解它们的熔点有助于我们更好地理解它们在不同环境和温度条件下的行为。

首先，我们将详细介绍铬的熔点。

铬是一种具有高熔点的金属，其熔点约为1907摄氏度（3450华氏度）。

铬具有良好的耐腐蚀性和高温稳定性，因此广泛应用于不锈钢、合金和电镀等行业。

了解铬的熔点有助于我们选择适合使用铬的合金和材料。

接下来，我们将探讨锆的熔点。

锆是一种具有良好耐腐蚀性和高热稳定性的金属元素。

它的熔点约为1855摄氏度（3371华氏度）。

锆被广泛应用于核工业、航空航天和化学工业等领域。

了解锆的熔点可以帮助我们更好地利用锆的特性，选择合适的材料和工艺条件。

最后，本文还将探讨铜的熔点。

铜是一种传统的工程材料，具有良好的导电性和导热性。

其熔点约为1083摄氏度（1981华氏度）。

铜广泛应用于电子、建筑和制造业等领域。

了解铜的熔点不仅有助于我们在加工和使用铜材料时选择适当的工艺和温度，还能为设计和工程师提供重要的参考数据。

通过本文对铬、锆和铜熔点的介绍，我们能更全面地了解这三种金属的特性和应用。

深入研究和理解材料的熔点将为科学家、工程师和制造商提供指导，帮助他们在不同行业和应用中选择合适的材料和工艺条件。

1.2文章结构文章结构部分的内容：在本文中，我们将探讨铬、锆和铜的熔点。

本文分为引言、正文和结论三个主要部分。

以下是各个部分的详细介绍：1. 引言部分首先对文章的主题进行了概述。

我们将重点关注铬、锆和铜这三种金属的熔点。

通过了解它们的熔点，我们可以更好地了解它们的性质和用途。

2. 正文部分详细介绍了铬、锆和铜的熔点。

锆的根本知识时间：2009/7/27 15:41:32admin点击：10012次网站：6免费发布供求免费试用锆声母:g字头:锆，〔，鋯，〕四笔号码:3736注音:gào摘要:gao笔画:12画部首画:05部首:钅部释义:金属元素，符号Zr。

银灰色，有光亮，质硬，熔点高，耐腐蚀，可用做原子反响堆铀棒的外套和真空仪器的除气剂。

锆与钍、镁的合金轻而耐高温，可做飞行器的外壳。

部首查询:05钅部锆zirconium一种化学元素。

化学符号 Zr，原子序数40 ，原子量91.224，属周期系ⅣB族。

1789年德意志M.H.克拉普罗特在分析锆石时发现一种新元素的氧化物，新元素被命名为zirc-onium，该字来源于zircon〔锆石〕。

1824年瑞典J.J.贝采利乌斯用金属钾复原锆氟酸钾，制得了金属锆。

锆在地壳中的含量为0.025％，锆的主要矿物有锆石〔ZrSiO4〕和二氧化锆矿〔ZrO2〕，锆石与钛铁矿、金红石、独居石共生，也可在海滩砂石中找到。

锆是银灰色有光泽的金属，外观像钢，熔点1852±2℃，沸点4377℃，密度6.49克／厘米3 。

锆的化学性质不活泼，致密的金属锆在空气中比拟稳定，加热时，外表形成氧化物覆盖层，失去金属光泽。

粉末状的锆容易在空气中燃烧，细的锆丝可用火柴点燃。

锆对氧具有很强的亲和力，它能夺去氧化镁、氧化铍和氧化钍中的氧，本身成为二氧化锆。

锆有强烈的吸氢性能，最大吸氢量相当于 ZrH ，可用作储氢材料。

高温下锆还能与氮作用。

锆不与稀盐酸、稀硫酸和强碱溶液作用，但容易溶解在氢氟酸和王水中。

锆的氧化态为＋2 、＋3、＋4，其中＋4价化合物最稳定。

锆石参加适量的石油焦，在1000℃通入氯气，可得四氯化锆，它的蒸气与熔融的金属镁接触，即被复原为金属锆。

高纯度金属锆可用碘化物热分解法制取。

锆合金的热中子吸收截面小，耐腐蚀性能好，用作核反响堆的堆芯构造材料。

锆还用于生产防弹合金钢。

第39卷增刊原 子 能 科 学 技 术Vol.39,Suppl.2005年7月Atomic Ener gy Science and T echno logy July 2005我国高性能锆合金的发展赵文金,周邦新,苗 志,彭 倩,蒋有荣,蒋宏曼,庞 华(中国核动力研究设计院核燃料及材料国家级重点实验室,四川成都 610041)收稿日期:2005 01 05;修回日期:2005 02 05作者简介:赵文金(1953 ),男,四川剑阁人,研究员,核反应堆燃料及材料专业摘要:文章介绍锆合金开发与研究的现状,着重概述我国高性能锆合金的发展。

我国在跟踪国际锆合金发展的同时,通过对改善锆 4合金耐腐蚀性能的研究,研制出了具有工艺代表性的改进型锆 4合金包壳材料,且开发了两种新型锆合金。

新型锆合金的堆外性能研究结果表明,它们的抗疖状腐蚀和抗吸氢性能优于锆 4合金,其他性能好于或与锆 4合金相当,综合性能明显优于锆 4合金。

关键词:高性能锆合金;开发与研究;堆外性能中图分类号:T G 146 414 文献标识码:A 文章编号:1000 6931(2005)S0 0002 08Development of C hinese Advanced Zirconium AlloysZH AO Wen jin,ZH OU Bang x in,M IA O Zhi,PEN G Qian,JIANG You rong,JIANG H ong man,PANG H ua(N ational K ey L abor ato ry f or N uclear F uel and M ater ials ,N uclear P ow er I nstitute of China ,Chengdu 610041,China)Abstract:The current situation on research and development of zirconium allo ys at home and abr oad is sum marized in the paper.The research results o f Chinese advanced zirco nium alloy s are mainly described.T he r esults obtained from the out of pile performance tests o n these advanced allo ys cladding m aterials show that tw o kinds of new zirconium alloys po ssess superior out of pile corro sion resistance including unifor m and nodular cor rosion,and their hydr ogen abso rption rates ar e quite lo w com pared to that of Zi 4.And these alloys have dem onstrated superior out of pile tensile streng th,burst and creep pro perties relativ e to Zr 4.In addition,the therm al physical proper ties,texture,SCC for tw o allo ys w er e ex amined,w hich also show g ood results co mpared w ith Zr 4.Key words:adv anced zirconium alloys;development and research;o ut of pile perform ances1 锆合金研究国际概况核燃料元件包壳锆合金是核动力反应堆的关键核心材料之一,核动力的先进性、安全可靠性和经济性与所用包壳材料的性能密切相关。

zr基非晶合金的融化温度
Zr基非晶合金是一种由锆（Zr）为基础元素的非晶合金，它通
常由锆合金和其他金属元素组成，具有非晶结构的特点。

由于非晶
合金的特殊结构，其融化温度通常比普通晶体金属要低。

具体来说，Zr基非晶合金的融化温度取决于其具体成分和制备
工艺。

一般来说，Zr基非晶合金的融化温度在摄氏1000度至摄氏1300度之间。

然而，不同成分的非晶合金可能具有不同的融化温度
范围。

比如，一些含有铜（Cu）、铝（Al）等元素的Zr基非晶合金
可能具有更低的融化温度。

此外，非晶合金的制备工艺也会对其融化温度产生影响。

通过
调整合金的成分比例、制备工艺等方法，可以调节非晶合金的融化
温度，以满足不同工程应用的需求。

总的来说，Zr基非晶合金的融化温度在1000度至1300度之间，具体数值取决于其成分和制备工艺。

对于具体的应用需求，需要根
据材料的具体参数进行测试和确认。

锆合金在不同热处理温度下的组织演变
锆合金是一种重要的结构材料，广泛应用于航空、航天、核工业、化工和医疗等领域。

由于其优良的高温强度、抗氧化性、耐腐蚀性等
性能，使得锆合金成为一种优良的耐用材料。

本文将介绍锆合金在不
同热处理温度下的组织演变。

在自然状态下，锆金属的晶体结构为密堆积的六方晶系统。

当锆
合金经过热处理之后，其晶粒尺寸、晶胞结构、晶型、相变等方面的
结构特性都会发生变化。

下面将分别介绍在不同热处理温度下锆合金
的组织演变。

在常温下，锆合金的晶粒尺寸较小、均匀分布。

当加热至500℃时，锆合金晶粒随着温度的升高而开始长大，仍然保持为六方晶类型。

当温度达到600℃时，锆合金中出现了由白锆石向单斜变态转变的过程。

当温度继续升高到750℃左右时，可以观察到锆合金中开始出现颗粒状增加的表面缺陷，但晶粒仍然保持为六方晶系统。

当温度再次升高到900℃时，锆合金中的晶粒尺寸和晶胞体积开
始增大，细小的晶粒开始融合，形成大的晶粒尺寸。

同时，在晶粒界
面处会出现多晶相界限。

接下来，当温度升高到1000℃以上时，锆合
金中的颗粒朝着更规则的形态转变，晶体结构也开始转换为面心立方
晶系统，同时晶粒尺寸持续增大。

总之，随着温度的升高，锆合金的晶粒尺寸、晶胞结构、晶型、
相变等结构特性都会发生变化。

因此，在实际应用中，需要根据具体
需求选择合适的热处理方法以获得更优良的力学性能和耐用性。