導讀: 采用同步輻射高能x射線衍射、電子背散射衍射和透射電鏡技術系統研究了內壓疲勞處理對Zr-1Nb-0.01Cu包層管中α-Zr基體和氫化物析出物的影響?；?/span>(0002)、錐體面{101}和棱柱面{100}方位角從0?到360?的d間距演變表明，內壓疲勞處理使α-Zr相發生了一定程度的塑性變形，α-Zr相中存在{102}變形孿晶進一步證實了這一點。同時，先前的400°C內壓疲勞處理在隨后的爐冷卻過程中顯著增加了氫化鋯的成核位置。在氫化物-基體界面附近，δ-氫化物沉淀({111}<110>型)和α-Zr基體({100}型)均存在高密度位錯。此外，由于α-Zr晶粒不同區域的晶內δ-氫化物的形核和生長，在疲勞包層管中微觀尺寸的δ-氫化物中觀察到δ-氫化物{111}<11>納米孿晶。此外，在沿生長方向的δ-氫化物納米孿晶前沿和彎曲的δ-氫化物納米孿晶邊界處檢測到hcp結構的ζ-氫化物相，為亞穩的ζ-氫化物在沉淀過程中作為穩定的δ-氫化物相的前驅體的概念提供了直接的實驗證據。目前的實驗結果有助于對Zr合金中延遲氫化物開裂和應力誘導氫化物重取向的微觀機制的基本理解。

鋯合金具有中子吸收截面小、力學性能優異、耐腐蝕性能優異等優點，在核工業中廣泛用作結構部件和燃料包殼。然而，在核電站的長期服務中，鋯合金包層管通常不可避免地會出現氫氣吸收問題，主要是通過水腐蝕反應。進入包層管的氫原子可以快速響應已建立的驅動力，即鋯石內的濃度、溫度和應力梯度解決方案。氫在鋯合金中的溶解度很大程度上取決于環境溫度。一旦在特定溫度下超過末端固溶極限，過量的氫就會以脆性氫化鋯的形式析出，一般認為這對燃料包殼管的力學性能是有害的。Zr合金以及其他形成氫化物的材料中眾所周知的延遲氫化物裂紋(DHC)是一種擴散驅動的亞臨界裂紋擴展機制，涉及脆性氫化物的周期性形核、生長和斷裂。Zr合金中其他重要的與氫化物有關的現象，包括氫化物重取向和氫化物起泡，也會導致延展性和塑性的嚴重損失大塊鋯基體的斷裂韌性，最終降低核反應堆包殼管的結構完整性。因此，表征氫化鋯的形貌、分布和取向是必要的，而氫化鋯的形貌、分布和取向受晶粒尺寸、含氫量、冷卻條件和外加應力等因素的影響。

北京科技大學王沿東團隊利用國產Zr-1Nb-0.01Cu燃料包殼管進行電解加氫，然后在400℃下進行20 MPa內壓疲勞處理，研究包層管材料在長期內壓疲勞處理后的氫化物析出和基體演化。采用同步加速器HE-XRD研究了α-Zr基體的間距變化，并分析了內壓疲勞處理前后析出的微量氫化物相的性質。得到了α-Zr矩陣基面(0002)、錐體面{101}和棱柱面{100}的d-間距隨方位角的變化規律。通過電子背散射衍射(EBSD)表征分析了α-Zr相的疲勞顯微組織，探討了α-Zr基體與氫化物析出物的擇優取向關系。利用高分辨率透射電鏡(HRTEM)研究了α-Zr基體與δ-氫化物相的界面結構，以及疲勞熔覆管樣品中的納米級氫化鋯。本研究將有助于進一步了解疲勞熔覆管材料中氫化物的析出行為，并深入了解Zr合金中DHC和應力誘導氫化物重取向的微觀機制。

相關研究成果以“Unveiling the formation of nanotwin-mediated metastable ζ-hydrides in fatigued Zr-1Nb-0.01Cu cladding tube ”發表在Acta Materialia上

鏈接：https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S1359645424005214?via%3Dihub

表1收到的Zr-1Nb-0.01Cu包層管的化學成分。

圖1(a)收到的Zr-1Nb-0.01Cu包層管的RD-CD面IPF圖顯示了完全再結晶的微觀結構。

(b)對應的{000}和{110}pf顯示了典型的分裂基底紋理。

(c)接收包層管CD、RD和AD對應的ipf。(d)燃料包殼管加氫裝置示意圖。

圖1(a)所示的反極圖(IPF)表明，本文采用的包層管呈現出典型的完全再結晶微觀結構，α-Zr晶粒尺寸沿徑向(RD)和周向(CD)在4 ~ 6 μm之間。圖1(b)和(c)分別給出了α-Zr相對應的{0001}和{110}極性圖(PFs)，以及接收到的Zr-1Nb-0.01Cu包層管CD、RD和軸向(AD)的IPFs。在{0001}PF中可以清楚地觀察到典型的分裂基底織體，這從位于包層管RD約±40^?處的主要基底極密度分布可以看出。

圖2內壓疲勞試驗中不含氫和含氫包層管的熱-機械載荷。

內壓疲勞實驗中，無氫包層管和帶氫包層管的熱-機械載荷如圖2所示。在開始內疲勞處理前，將預組裝好的無氫包層管和帶電氫包層管在加熱室中以4.5℃/min的速率逐漸加熱到400℃，并在該實驗溫度下保持2 h，以確保氫化鋯完全溶解。通過導熱油對Zr-1Nb-0.01Cu包層管進行周期性內壓處理，保持恒定頻率，實現內壓疲勞處理。內壓谷值和峰值值分別設置為0 MPa和20 MPa，單加載周期內內壓升峰和降谷的時間為0.25 s。無氫包層管和帶氫包層管的內壓疲勞處理均在達到預定的100000次疲勞循環時完成。

表2無氫和充氫Zr-1Nb-0.01Cu包層管內壓疲勞參數匯總。Ppeak和Pvalley分別表示疲勞處理過程中內壓的峰谷值。Trise和Tfall分別表示在單個加載周期內上升到峰值和下降到谷底的時間。

圖3Zr-1Nb-0.01Cu包層管樣品HE-XRD實驗裝置示意圖。

圖4內壓為20 MPa、溫度為400^?C時無氫Zr-1Nb-0.01Cu包層管的EBSD結果:

(a)包含α-Zr相變形孿晶的IPF圖。(b)含有α-Zr孿晶界的相圖。

(c)中以黑色點橢圓標記的局部感興趣區域和α-Zr雙親孿晶的三維晶向。

(d) α-Zr孿晶取向偏差。(e) α-Zr親本孿晶{1012}fs，分析α-Zr相在孿晶過程中的具體孿晶面。

表3內壓為20 MPa、溫度為400^?C的無氫Zr-1Nb-0.01Cu包層管中α-Zr雙親孿晶從Aα-Zr到Gα-Zr的歐拉角總結。

圖5 α-Zr基面(0002)(a, b)、錐體面{101}(c, d)和棱柱面{100}(e, f)在不同壁厚位置P1 ~ P5時α-Zr基面(0^?~ 360^?)的d間距(a, c, e)和FWHM (b, d, f)的演化。

圖6(a)和(d)分別為內壓疲勞處理前后包層管中析出的氫化鋯。

(b)和(e)是感興趣的局部區域相應的高倍光學圖像。

(c)和(f)為充氫包層管內疲勞處理前后的一維HE-XRD譜圖。

圖7未疲勞荷氫 Zr-1Nb-0.01Cu包層管樣品的EBSD結果:

(a)包含α-Zr和δ-氫化物晶粒三維取向的IPF圖。(b)相應的相圖，包括δ-氫化物的孿晶界。

(c) α-Zr和δ-氫化物晶粒的PFs，分析它們的擇優取向關系。

圖8疲勞荷氫Zr-1Nb-0.01Cu包層管樣品的EBSD結果:

(a)包含α-Zr和δ-氫化物晶粒三維取向的IPF圖。(b)對應的δ-氫化物孿晶界相圖。

(c) α-Zr和δ-氫化物晶粒的PFs，分析它們的擇優取向關系。

圖9內壓疲勞處理前后Zr-1Nb- 0.01Cu包層管P1 ~ P5不同壁厚位置δ-氫化物析出{111}面d-間距(a)和衍射強度(b)的變化。

圖10(a)疲勞包層管樣品中析出的氫化鋯條的亮場TEM圖像。

(b)典型氫化物-基體界面區的HRTEM圖像。

(c)-(e) HRTEM圖像對應c-e區域的FFT電子衍射圖。

(f)和(g) δ-氫化物(11)面和α-Zr(010)面對應區域的IFFT圖像。注意，(f)和(g)中的符號⊥表示一個錯位。

圖11(a)疲勞荷氫包層管樣品中含有納米孿晶的δ-氫化物的HRTEM圖像。

(b)-(d)分別從HRTEM圖像的b-d區域獲得的FFT電子衍射圖。

圖12

在疲勞包層管樣品中析出的鋯氫化物的HRTEM圖像顯示，δ-氫化物納米孿晶前沿(a)和彎曲的δ-氫化物納米孿晶邊界(f)處存在著ζ-氫化物。

(b)-(e)分別從(a)中b-e區域獲得的FFT電子衍射圖。

(g)-(j)分別從(f)中g-j區得到的FFT電子衍射圖。

圖13

在疲勞Zr-1Nb-0.01Cu包層管中，δ-氫化物納米孿晶前沿(a)和彎曲δ-氫化物納米孿晶邊界(b)處納米孿晶介導的亞穩ζ-氫化物的形成示意圖。

(c) HCP α-Zr、HCP ζ-氫化物和FCC δ-氫化物的單體晶胞，以說明氫化鋯沉淀過程中的相變。

本研究采用同步輻射HE-XRD、EBSD和TEM技術，系統研究了內壓疲勞處理對Zr-1Nb-0.01Cu包層管中α-Zr基體和氫化鋯的影響。主要成果如下：

(1)在400?C內壓疲勞處理過程中，較大的環向拉應力和固有的晶體取向共同導致α-Zr相內{102}變形孿晶的形成。

(2)先前的內壓疲勞變形顯著增加了氫化鋯的成核位置。

(3)α-Zr晶粒中{111}<11>孿晶δ-氫化物的形成本質上是α-Zr基體與δ-氫化物嚴格取向關系的結果。

(4)疲勞試樣中δ-氫化物核的高密度導致了復雜的局部應力場和氫濃度梯度，為實驗觀察保留的亞穩的ζ-氫化物提供了可能。