这项研究的主要作者为K. Kapoor、Vivekanand Kain、T. Gopalkrishna、T. Sanyal和P.K. De,他们分别隶属于印度的Advanced Materials Characterizations Laboratory, Nuclear Fuel Complex, Hyderabad和Materials Science Division, Bhabha Atomic Research Center, Mumbai。研究成果发表在国际学术期刊《Journal of Nuclear Materials》上,刊号322 (2003) 36–44,文章接受时间为2003年6月。
本文研究的核心是开发一种新型的钛基合金(Titanium-based alloy),特别是Ti–5%Ta–1.8%Nb合金,并对其在浓硝酸环境中表现出的优异抗腐蚀性能进行探索。这项研究的背景在于,传统304L和304L (NAG)低碳奥氏体级不锈钢虽然具有良好的抗腐蚀性能,但在高温沸腾硝酸中,尤其是存在氧化离子(如Cr⁶⁺、Fe⁴⁺、Pu⁶⁺)的苛刻条件下,容易发生晶间腐蚀,导致严重的设备损坏,例如日本Tokai再处理厂的酸回收蒸发器因腐蚀失效的案例。同时,由于钛基合金能在沸腾硝酸环境中生成具有稳定性和附着性的氧化膜,从而提供抗腐蚀保护,研究学者提出开发含钽(Ta)和铌(Nb)的钛合金来代替传统材料。
研究旨在探讨Ti–5%Ta–1.8%Nb合金在核燃料再处理中作为制备设备(如容器、管道等)的候选材料的适用性,并通过微观结构、机械以及耐腐蚀性能测试评估其综合价值。
研究首先设计并制造了Ti–5%Ta–1.8%Nb合金。使用了钛(Ti)海绵、钽(Ta)和铌(Nb)板材,按比例将钽和铌切割到需要的尺寸,确保合金成分的均匀性。为了制备质量为4.5 kg的合金压块,材料比例为:4149 g钛(92.2%),225 g钽(5%),81 g铌(1.8%)。然后,通过真空电弧重熔(Vacuum Arc Remelting, VAR)三次熔炼形成合金锭,并使用X射线荧光技术(XRF)和原子吸收光谱(AAS)检测合金元素和杂质(如氮、氢和氧)的成分。
所得合金锭直径为192 mm,长度200 mm,随后经历热挤压至30 mm直径,再经过冷锻缩至25 mm直径,并在923 K下退火1小时。最终通过机械加工和冷轧制备成宽100 mm、厚2.5 mm的板材。同时,部分材料被拉拔制成焊丝,用于钨极气体保护焊(TIG)制备焊接样本。
为验证材料的抗腐蚀性能,实验包括:
沸腾硝酸实验:依据ASTM A262标准Practice C方法,对样本(包括Ti–5%Ta–1.8%Nb合金、SS 304L和SS 304L NAG)进行10天实验,测量单位时间的质量损失以计算腐蚀速率。
阳极极化测试:实验在1 N HNO₃(硝酸)溶液中进行,样本去氧(使用氩气),扫描速率为0.33 mV/s,测试分为室温下的合金棒材和焊接样本两部分。
端粒腐蚀实验:暴露在包含9 N HNO₃ + 1 g/L Cr⁶⁺的沸腾氧化环境中进行24小时测试,重复四次,并刷新溶液。记录测试中间和最终的质量损失及侵蚀深度。
研究对Ti–5%Ta–1.8%Nb合金进行了从铸态到加工态(热挤压、冷锻、冷轧板材、焊接状态)的显微结构研究。通过SEM/TEM捕获微观组织,分析其在不同加工阶段的第二相(β相)的形态、密度和体积分数,并利用EDAX(能谱分析)确认其组成中含量丰富的Ta和Nb元素。
Ti–5%Ta–1.8%Nb合金的化学成分被严格控制在目标范围内(如Nb: 1.8–2.0%,Ta: 4–6%)。材料表现出良好的加工性能和焊接性,特别是在引入Nb后,合金中形成了约0.9 vol%的β相。力学性能测试表明,其抗拉强度(UTS)为670 MPa,屈服强度(YS)为610 MPa,断后伸长率为20.4%。
沸腾硝酸实验的金相分析表明,Ti–5%Ta–1.8%Nb合金在测试后,其显微组织未发生显著改变,表明其在高腐蚀性介质中的结构稳定性极强。
本文的研究从材料科学和工程应用双重层面对核燃料再处理材料提出了新的解决方案,为提高工业装置安全性和效率提供了重要参考。