锆(Zr)及其合金因其在高压/高温水环境中的力学和化学性能、高剂量中子辐射下的结构稳定性和中子透明度,而被广泛用于核燃料包壳材料及其他核反应堆的重要结构材料。福岛核事故后,锆合金的腐蚀和吸氢行为成为耐事故核燃料包壳材料的重点研究方向之一。文中概述了锆合金氢化物的形成,并综述了3个因素对氢在锆合金中固溶度的影响,以及锆合金中氢化物的最新研究进展。最后指出了当前研究中所遇到的一些问题,展望了锆合金吸氢开裂的发展方向。

锆的热中子吸收截面低,具有优异的耐腐蚀性和较高的熔点(1852℃),因而在核燃料包壳管中被广泛应用。在日本核电站意外爆炸发生后,耐事故燃料(ATF)受到广泛关注,一种在锆合金表面制备涂层的方法因具有很高的经济性而被广泛研究。文中介绍了锆合金包壳表面涂层的抗高温氧化性能的研究现状,分析了近年来使用的金属、陶瓷、MAX相涂层对锆合金表面抗氧化性能的影响,指出Cr基涂层更有应用前景。

锆合金一直被用作核反应堆燃料元件包壳及其他堆内构件材料。为了使锆合金具有更加优良的使用性能,达到延长锆合金使用寿命的目的,表面涂层技术起到了至关重要的作用。文中综述了国内外锆合金表面涂层技术的研究现状,讨论了物理气相沉积、激光表面改性、热等静压、冷喷涂、微弧氧化等涂层制备技术对锆合金耐腐蚀性、力学性能的影响。

锆合金因其具有良好的耐蚀性能、力学性能及较低的原子热中子吸收截面，对核燃料有良好的相容性，因此被广泛应用于核反应堆的结构材料。但核电设备结构部件在运行过程中出现的高温微动磨损和氧化等均给核电设备带来了严重的安全隐患，对此，锆合金表面氮化与离子镀复合处理技术的研究对其在工程领域的运用具有重要意义。文中从锆合金表面的氮化与离子镀的原理出发,对其发展现状、存在的问题、性能测试的方法以及未来的发展趋势进行了综述讨论。

在核工业反应堆中,锆合金核燃料棒包壳管在各种工业介质中服役。介质中包括的氧、水蒸气、二氧化硫、硫化氢、气相金属氧化物、熔盐等会诱发或加剧燃料棒包壳管腐蚀氧化,而温度通常更进一步加速热腐蚀及高温氧化过程。为了防止锆合金表面氧化且不改变或降低其力学性能,在锆基表面制备一层具有耐高温腐蚀和氧化的涂层。文中综述了国内外锆合金表面涂层研究现状,讨论了热障涂层、MCrAlY包覆涂层、铝化物涂层对锆合金高温氧化及热腐蚀性能的影响。

探究Al含量对Cr-Al涂层的抗高温氧化性能影响,得到最适合Cr-Al涂层的Al元素量,通过磁控溅射沉积技术在锆合金表面制备了4~6μm的铬铝涂层。研究了Al、Cr0.5Al0.5、Cr0.9Al0.1、Cr四种涂层在600℃静态空气环境中氧化270min,测试涂层对锆合金抗高温氧化的防护作用。结果表明:铬铝涂层对锆合金具有较好的抗高温氧化性能,其中Cr涂层较其他三种抗高温氧化性能最佳。