维普资讯 http://www.cqvip.com 第３６卷 ２００７笠 第８期 ８月 稀有金属材料与工程 ＲＡＲＥ ＭＥＴＡＬ ＭＡＴＥＲＩＡＩ，Ｓ ＡＮＤ ＥＮＧＩＮＥＥＲＩＮＧ Ｖｏ１．３６，Ｎｏ．８ Ａｕｇｕｓｔ ２００７ 钍△ 口口 金在５５０℃，２５ ＭＰａ超临界水中的腐蚀行为 李 强 ，周邦新２，姚美意２，刘文庆 ，褚于良 （１．上海大学微结构研究重点实验室，上海２００４４４） （２．上海大学材料研究所，上海２０００７２） 摘要：选用了Ｚｒ－４，ＮＩ８（ＮＺ２），Ｎ３６（ＮＺ８）和Ｍ５等４种比较典型的锆合金，在 相水淬及变形后，经过５８０℃， ５ ｈ和６５０℃，２ ｈ的热处理，用静态高压釜腐蚀试验研究了锆合金样品在５５０℃，２５ ＭＰａ超临界水中的耐腐蚀性能。 结果表明，４种合金样品的耐腐蚀性能差别明显，Ｚｒ－４合金会发生疖状腐蚀，而含Ｎｂ的ＮＩ８（ＮＺ２），Ｎ３６（ＮＺ８）和 Ｍ５是均匀腐蚀。获得数量多，分布均匀的纳米尺度的第二相颗粒，对改善锆合金在超临界水中的耐腐蚀性能是有利的， 但远不如合金成分的影响巨大。调整合金成分是改善锆合金耐超临界水腐蚀性能的主要途径。 关键词：锆合金：超临界水；腐蚀；显微组织 中图法分类号：ＴＧ １４６．４ １４ 文献标识码：Ａ 文章编号：１００２．１８５Ｘ（２００７）０８．１３５８．０４ １ 前 言 ２００３年签订了名为”Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ．Ｒｅｓｉｓｔａｎｔ Ｚｒ Ａｌｌｏｙｓ ｆｏｒ Ｈｉｇｈ Ｂｕｒｎｕｐ ａｎｄ Ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ ＩＶ 随着核电技术的发展，在２００１年底国际上提出了 Ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎｓ”的国际合作研究项目［４】，研究锆合金在超 第四代核反应堆（Ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ ＩＶ ｎｕｃｌｅａｒ ｅｎｅｒｇｙ ｓｙｓｔｅｍｓ） 临界水中的腐蚀问题是其中的一项工作内容，但还未 的设计概念…。在确定的６种反应堆堆型中，超临界 见相关的论文发表，国内也没有这方面工作的报道。 水冷反应堆（ＳＣＷＲ）是其中之一。ＳＣＷＲ是以已商 本工作选取有代表性的几种锆合金，进行归一化的 业化的轻水反应堆（ＬＷＲ）和火力发电站的超临界化 相水淬处理后，再进行变形及不同温度的热处理，研 石燃烧锅炉（Ｓｕｐｅｒｃｒｉｔｉｃａｌ Ｆｏｓｓｉｌ—ｉｆｒｅｄ Ｂｏｉｌｅｒｓ）技术为 究了它们在５５０℃，２５ ＭＰａ超临界水中的腐蚀行为。 基础，将冷却水的工作参数提高到５００～５５０℃和２５ ＭＰａ的超临界状态，这样可以采用直接循环的方式推 ２ 实验方法 动透平发电机发电。与ＬＷＲ相比，由于冷却水在整 选用Ｚｒ－４，Ｎ１８（ＮＺ２），Ｎ３６（ＮＺ８）和Ｍ５等４ 个循环过程中保持超临界的单相状态，省略了蒸汽发 种比较典型的锆合金，板材由西北有色金属研究院提 生器、稳压器、汽水分离器等大型部件，反应堆的结 供，合金成分见表１。将尺寸约为（８×１５０）ｍｍ，厚１．２ 构大为简化，节省了投资，缩短了建设周期，热效率 ｍｍ的锆合金片状样品，经酸洗（１０％ＨＦ＋４５％ＨＮＯ３＋ 也由３３％提高到４５％。在ＳＣＷＲ的高温堆芯中，在高 ４５％Ｈ２ｏ体积比的混合酸）与水洗后，真空封装在石 温高压超临界水及中子辐照等恶劣的工况条件下，反 英管内，加热到１０２０℃保温２０ ｍｉｎ后淬入水中，同 应堆堆芯中的结构材料，特别是燃料元件的包壳材料 时敲碎石英管，使样品迅速冷却，称之为 相水淬处 的选材和研究开发是一项具有挑战性的工作【２．３】。 理。将 相水淬处理后的样品冷轧至０．６ ｍｍ厚，裁切 在ＳＣＷＲ工况条件下，现有的锆合金无论在力学 成（２０ｘ９）ｍｍ的小片，经酸洗及水洗后，分组放置 性能还是在耐腐蚀性能方面都不能满足要求，但由于 在石英管中，在真空（＜５ｘ１００Ｐａ）中分别进行５８０℃， 锆的热中子吸收截面非常小，开发能满足ＳＣＷＲ工况 ５ ｈ和６５０℃，２ ｈ的退火热处理，然后将加热炉推离 下要求的新锆合金，仍然受到极大的关注［４】。研究锆 石英管，用水浇淋石英管进行冷却。取样经机械磨抛 合金在超临界水中的腐蚀行为，既可以为ＳＣＷＲ工程 后用双喷电解抛光的方法制备ＴＥＭ样品，所用电解 应用及开发高性能锆合金提供实验及理论依据，也可 液为１ ０％ＨＣＩＯ４＋９０％Ｃ２ＨｓＯＨ，用ＪＥＭ一２００ＣＸ透射电 以促进当前核反应堆锆合金的发展。美国和韩国已于 子显微镜观察显微组织。用ＪＳＭ一６７００Ｆ扫描电镜观察 收到初稿日期：２００６．０７．２５：收 修改稿日期：２００６．１０．１７ 作者简介：李 强，男，１９６７年生，副研究员，上海大学微结构研究重点实验室，上海２００４Ａ．Ａ．，电话：０２１．６６１３５００５，Ｅ．ｍａｉｌ ｌｉｑｉａｎｇ＠ｓｔａ ｓｈｕ．ｅｄｕ．ｃｎ 维普资讯 http://www.cqvip.com 维普资讯 http://www.cqvip.com ・１３６０・ 稀有金属材料与工程 第３６卷 样品经过变形及热处理后形成的织构有关。氧化膜在 面上生长较慢，而在＜ｌ１２０＞方向生长较快。Ｚ卜４样品 经过轧制变形及热处理后形成了织构，即（０００１）面 舳∞∞加∞舳∞∞加 Ｏ Ｏ Ｏ Ｏ Ｏ Ｏ Ｏ Ｏ Ｏ Ｏ 出Ｎｂ元素的的存在对提高锆合金耐超临界水腐蚀的 作用非常明显，特别是能够抑制疖状腐蚀的发生。其 ∞加∞如如如加ｍ Ｏ 锆晶体上生长时会呈现明显的各向异性【９】，在（０００１） 作用机制目前还不清楚，有待深入研究。Ｎ３６（ＮＺ８） 与Ｍ５合金都含有１％的Ｎｂ，但Ｎ３６（ＮＺ８）的耐腐 趋向与轧面平行，轧向与横向为耐腐蚀性能较差的 ＜１０ １ ０＞和＜ｌ１ ２ ０＞方向，因而侧面上仍然容易发生疖 状腐蚀并发展迅速。 蚀性能差很多，其中含有Ｆｅ并会形成大量Ｚｒ（ＮｂＦｅ）２ 第二相可能是重要的原因。Ｎ１８（ＮＺ２）具有较好的耐 腐蚀性能，与Ｚｒ－４相比主要是添加了少量Ｎｂ，与Ｎ３６ （ＮＺ８）合金相比，Ｆｅ，Ｓｎ含量相同，但多了Ｃｒ元 素，并且Ｎｂ含量较低，Ｎ１８（ＮＺ２）合金中的第二相 ｇ 曲 主要是Ｚｒ（Ｆｅ，Ｃｒ）２。综合比较这几种合金的成分及耐腐 ｇ ‘高 ０ 矗 蚀性能，还无法归纳出合金元素影响锆合金耐超临界 水腐蚀的规律，但至少表明Ｆｅ元素添加到Ｚｒ—Ｎｂ二元 合金中会对耐腐蚀性能产生不利的影响。若在含Ｆｅ 的Ｚｒ－Ｎｂ系合金中添加适量的Ｃｒ元素，使其形成的第 二相为Ｚｒ（Ｆｅ，Ｃｒ）２而不是Ｚｒ（ＮｂＦｅ）２，则可以改善其耐 超临界水腐蚀性能。 暑 Ｓ 富 矗 Ｎ３６（ＮＺ８），Ｎ１８（ＮＺ２）和Ｍ５锆合金在５５０℃， ２５ ＭＰａ超临界水中表现为均匀腐蚀（图３ａ），耐腐蚀 性能远优于Ｚｒ－４。其中Ｎ１８（ＮＺ２）合金耐腐蚀性能 较好，但Ｍ５合金在腐蚀增重超过５００ ｍｇ／ｄｍ 后表现 较好，Ｎ３６（ＮＺ８）合金的耐腐蚀性能与Ｎ１８（ＮＺ２） 和Ｍ５合金相比差很多。随着腐蚀时间的延长，均匀 Ｅｘｐｏｓｕｒｅ Ｔｉｍｅ／ｈ 腐蚀形成的氧化膜颜色呈现出黑色．黄褐色．深褐色的 变化过程，当氧化膜呈现黄褐色时，在放大镜下可以 图２锆合金在５５０℃，２５ ＭＰａ超临界水中的腐蚀增重变化 Ｆｉｇ．２ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ ｂｅｈａｖｉｏｒｓ ｏｆｚｉｒｃｏｎｉｕｍ ａｌｌｏｙｓ ｉｎ ｔｈｅ ｓｕｐｅｒｃｒｉｔｉｃａｌ— 看到裂纹（图３ｂ），在高倍ＳＥＭ下可观察到大小约为 １００ ｎｍ的等轴晶，在晶界上有微裂纹和孔洞（图３ｃ）。 腐蚀１６０ ｈ后，所有样品的氧化膜表面上都出现了肉 眼可见的裂纹，但氧化膜并没有脱落。深度腐蚀的样 品因两面的氧化膜厚度有差别，产生的应力不均衡而 ｗａｔｅｒ ａｔ ５５０℃，２５ＭＰａｆｏｒ：（ａ）５１０ｈ；（ｂ）ｉｎｉｔｉａｌ １６ ｈ 研究不同锆合金腐蚀增重曲线的差异，可以看出 合金成分对改善锆合金在超临界水中的耐腐蚀性能有 决定性的作用。比较Ｚｒ－４和含Ｎｂ的Ｎ１８（ＮＺ２）， 出现翘曲，并且失去韧性易折断，．这是因为吸氢量多 并在金属基体中生成大量氢化物的结果。 Ｎ３６（ＮＺ８）和Ｍ５锆合金的耐腐蚀性能差别，可以看 图３锆合金样品腐蚀后的表面形貌 Ｆｉｇ＿３ Ｔｈｅ ｓｕｒｆａｃｅ ｍｏｒｐｈｏｌｏｇｙ ｏｆ ｚｉｒｃｏｎｉｕｍ ａｌｌｏｙ ｓｐｅｃｉｍｅｎｓ ａｆｔｅｒ ａｕｔｏｃｌａｖｅ ｔｅｓｔｓ：（ａ）Ｚｒ．４ ｃｏｒｒｏｄｅｄ ｆｏｒ １ ６ ｈ ａｎｄ Ｍ５ ｃｏｒｒｏｄｅｄｆｏｒ １６０ ｈ；（ｂ），（ｃ）：Ｍ５（６５０℃，２ ｈ）ｃｏｒｒｏｄｅｄ ｆｏｒ ２４０ ｈ 在５５０℃，２５ ＭＰａ超临界水条件下，各种锆合金 样品的腐蚀增重都没有出现明显的转折现象。赵文金［８】 等研究了Ｚ卜４，Ｎ１８（ＮＺ２）和Ｎ３６（ＮＺ８）在５００℃， １０－３ ＭＰａ过热水蒸汽条件下的腐蚀行为，也没有观测 维普资讯 http://www.cqvip.com 第８期 李强等：锆合金在５５０℃，２５ＭＰａ超临界水 堕 ・ｌ３６１・ 到明显的转折，并且这３种锆合金的腐蚀增重次序类 似，表明锆合金在超临界水与高温高压水蒸汽条件下 的腐蚀机制具有一定的共性。 相水淬及变形后，再经５８０℃，５ ｈ处理的锆合 金样品，其耐腐蚀性能优于经６５０℃，２ ｈ处理的同类 合金样品，表明获得数量多并且分布均匀的纳米尺度 的第二相颗粒细晶样品，对改善耐超临界水腐蚀性能 是有利的，但远不如合金成分的影响巨大。调整合金 成分是改善锆合金在超临界水中的耐腐蚀性能的主要 途径。 Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ Ｒｏａｄｍａｐ ｆｏ，Ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ ＩＶ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｅｒｇｙ Ｓｙｓｔｅｍｓ．Ｕ．Ｓ．ＤＯＥ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｅｎｅｒｇｙ Ｒｅｓｅａｒｃｈ Ａｄｖｉｓｏｒｙ Ｃｏｍｍｉｔｔｅ， 丝些￡￡曼垡墨 ２ｒ旦 ，Ｄｅｃｅｍｂｅｒ ２００２ 【２】Ｄａｖｉｔ Ｄａｎｉｅｌｙａｎ．Ｓｕｐｅｒｃｒｉｔｉｃａｌ－Ｗａｔｅｒ－Ｃｏｏｌｅｄ ＲｅａｃｔｏｒＳｙｓｔｅｍ－ ＡｓＯｎｅｏｆｔｈｅＭｏｓｔＰｒｏｍｉｓｉｎｇＴｙｐｅｏｆＧｅｎｅｒａｔｉｏｎＩＶＮｕｃｌｅａｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｓｙｓｔｅｍｓ．ｗｗｗ．ｎｕｃｌｅａｒ．ｇｏｖ，Ｎｏｖｅｍｂｅｒ ２４，２００３ 【３】Ｙｏｓｈｉａｋｉ Ｏｋａ，Ｓｅｉｉｃｈｉ Ｋｏｓｈｉｚｕｋａ．Ｊｏｕｒｎａｌ ｏｆＮｕｃｌｅａｒ Ｓｃｉｅｎｃｅ ａｎｄ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ［Ｊ］，２００１，３８（１２）：１０８１ 【４】Ａｒｔｈｕｒ Ｔ Ｍｏｔｔａ，Ｙｏｎｇ Ｈｗａｎ Ｊｅｏｎｇ．Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ－ Ｒｅｓｉｓｔａｎｔ Ｚｒ Ａｌｌｏｙｓ ｆｏ，Ｈｉｇｈ Ｂｕｒｎｕｐ ａｎｄ Ｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ ＩＶ Ａｐｐｌｉｃａｔｉｏｎｓ，Ｄｅｐａｒｔｍｅｎｔ ｏｆ Ｅｎｅｒｇｙ Ｉｎｔｅｒｎａｔｉｏｎａｌ Ｎｕｃｌｅａｒ ４结 论 １）获得数量多并且分布均匀的纳米尺度的第二 相颗粒细晶样品，对改善耐超临界水腐蚀性能是有利 的，但远不如合金成分的影响巨大。 Ｅｎｅｒｇｙ Ｒｅｓｅａｒｃｈ Ｉｎｉｔｉａｔｉｖｅ ＤＯＥ／ＲＯＫ Ｐｒｏｊｅｃｔ Ｎｕｍｂｅｒ：． ｗｗｗｎｕｃｌｅａｒ．￣！ｏｖ，２００３－０２０－Ｋ ————．——————————【５】Ｌｉ Ｑｉａｎｇ（李强），Ｌｉｕ Ｗｅｎｑｉｎｇ（刘文庆），Ｚｈｏｕ Ｂａｎｇｘｉｎ（￣邦 新）．Ｒａｒｅ Ｍｅｔａｌ Ｍａｔｅｒｉａｌｓ ａｎｄ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ（稀有金属材料与 工程）【Ｊ】，２００２，３ｌ（５）：３８９ 【６】Ｙｏｎｇ Ｈｗａｎ Ｊｅｏｎｇ，Ｈｙｕｎ Ｇｉｌ Ｋｉｍ，Ｔｏ Ｈｏｏｎ Ｋｉｍ．Ｎｕｃｌ Ｍａｔ［Ｊ］， ２００３．３１７：ｌ ２）在５５０℃，２５ ＭＰａ超临界水中，Ｚｒ－４会发生 疖状腐蚀，而含Ｎｂ的Ｎ１８（ＮＺ２），Ｎ３６（ＮＺ８）和 Ｍ５合金是均匀腐蚀。因而合金中添加Ｎｂ后可以明显 提高耐腐蚀性能。 ３）含Ｎｂ的Ｎ１８（ＮＺ２），Ｎ３６（ＮＺ８）和Ｍ５合 金由于成分不同，耐腐蚀性能也有明显的差别。调整 【７】Ｌｅｉ Ｍｉｎｇ（雷鸣），Ｌｉｕ Ｗｅｎｑｉｎｇ（刘文庆），Ｙａｎ Ｑｉｎｇｓｏｎｇ（严青 松）ｅｔａ１．ＲａｒｅＭｅｔａｌＭａｔｅｒｉａｌｓ ａｎｄＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ（稀有金属材 料与工程）【Ｊ】，２００７，３６（３）：４６７ 【８】Ｚｈａｏ Ｗｅｎｊｉｎ（赵文金），Ｍｉａｏ Ｚｈｉ（苗志），Ｊｉａｎｇ Ｈｏｎｇｍａｎ（蒋宏 曼）ｅｔ ａ１．Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ（核动力工程）【Ｊ】，２００２， ２２（２）：１２４ 合金成分是改善锆合金在超临界水中的耐腐蚀性能的 主要途径。 参考文献 Ｒｅｆｅｒｅｎｃｅｓ 【９】ＫｉｍＨＧＫｉｍＴＨ，ＪｅｏｎｇＹＨ．ＮｕｃｌＭａｔ［Ｊ］，２００２，３０６：４４ 【ｌ】Ｂｏｂｂｙ Ａｂｒａｍｓ，Ｄｏｕｇｌａｓ Ｃｈａｐｉｎ，Ｊｏｈｎ Ｇａｒｒｉｃｋ Ｂ ｅｔ ａ１．Ａ Ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ Ｂｅｈａｖｉｏｒ ｏｆ Ｚｉｒｃｏｎｉｕｍ Ａｌｌｏｙｓ ｉｎ Ｓｕｐｅｒｃｒｉｔｉｃａｌ Ｗａｔｅｒ ａｔ ５５０＂１２ ａｎｄ ２５ ＭＰａ Ｌｉ Ｑｉａｎｇ ，Ｚｈｏｕ Ｂａｎｇｘｉｎ ，Ｙａｏ Ｍｅｉｙｉ ，Ｌｉｕ Ｗｅｎｑｉｎｇ ，Ｃｈｕ Ｙｕｌｉａｎｇ （１．Ｔｈｅ Ｋｅｙ Ｌａｂｏｒａｔｏｒｙ ｆｏｒ Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｍｉｃｒｏ—Ａｎａｌｙｓｉｓ，Ｓｈａｎｇｈａｉ Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｓｈａｎｇｈａｉ ２００４４４，Ｃｈｉｎａ） （２．Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ ｏｆ Ｍａｔｅｒｉａｌｓ，Ｓｈａｎｇｈａｉ Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｓｈａｎｇｈａｉ ２０００７２，Ｃｈｉｎａ） Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅ ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ ｂｅｈａｖｉｏｒｓ ｏｆ ｆｏｕｒ ｚｉｒｃｏｎｉｕｍ ａｌｌｏｙｓ（Ｚｒ－４，ＮＩ ８ ｏｒ ＮＺ２，Ｎ３６ ｏｒ ＮＺ８ ａｎｄ Ｍ５）ｈａｖｅ ｂｅｅｎ ｉｎｖｅｓｔｉｇａｔｅｄ ｉｎ ｔｈｅ ｓｕｐｅｒｃｒｉｔｉｃａｌ ｗａｔｅｒ（ｓｃｗ）ｏｆ ５５０℃ａｎｄ ２５ ＭＰａ ｂｙ ａｕｔｏｃｌａｖｅ ｔｅｓｔｓ．Ａｌｌ ｏｆ ｈｅ ｔｓｐｅｃｉｍｅｎｓ ｗｅｒｅ ｈｅａｄ－ｔｒｅａｔｅｄ ａｔ ５８０℃ｆｏｒ ５ ｈ ａｎｄ ６５０℃ ｏｒ ２ ｈ，ｒｅｓｐｅｃｔｉｆｖｅｌｙ，ａｆｔｅｒ －ｑｕｅｎｃｈｉｎｇ ａｎｄ ｃｏｌｄ ｒｏｌｌｉｎｇ．Ｔｈｅ ｒｅｓｕｌｔｓ ｓｈｏｗｅｄ ｔｈａｔ ｔｈｅ ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ ｂｅｈａｖｉｏｒｓ ｏｆ ｔｈｅｍ ｗｅｒｅ ｄｉｓｔｉｎｃｔ．Ａ ｎｏｄｕｌａｒ ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ ａｐｐｅａｒｅｄ ｏｎ ｔｈｅ Ｚｒ－４ ｓｐｅｃｉｍｅｎｓ ｂｕｔ ｕｎｉｆｏｒｍ ｃｏｒｒｏｓｉｏｎｓ ｏｃｃｕｒｒｅｄ ｏｎ ｔｈｅ ｏｔｈｅｒｓ ｃｏｎｔａｉｎｉｎｇ Ｎｂ ａｌｌｏｙｉｎｇ ｅｌｅｍｅｎｔ．Ｔｈｅ ｎａｎｏｓｃａｌｅｄ ｓｅｃｏｎｄ ｐｈａｓｅ ｐａｒｔｉｃｌｅｓ ｏｆ ｕｎｉｆｏｒｍ ｄｉｓｔｒｉｂｕｔｉｏｎ ａｎｄ ｈｉｇｈｅｒ ｄｅｎｓｉｙ ａｒｅ ｂｅｎｅｆｔｉｃｉａｌ ｔｏ ｉｍｐｒｏｖｉｎｇ ｔｈｅ ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ ｒｅｓｉｓｔａｎｃｅ ｉｎ ＳＣＷ．Ｈｏｗｅｖｅｒ， ｔｈｅ ｃｏｍｐｏｓｉｔｉｏｎ ｏｆ ｚｉｒｃｏｎｉｕｍ ａｌｌｏｙｓ ｉｓ ａ ｍｏｒｅ ｉｍｐｏｒｔａｎｔ ｆａｃｔｏｒ ｗｉｔｈ ａ ｐｏｔｅｎｔｉａｌ ｐｏｓｓｉｂｉｌｉｔｙ ｆｏｒ ｉｍｐｒｏｖｉｎｇ ｔｈｅ ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ ｒｅｓｉｓｔａｎｃｅ ｉｎ ＳＣＷ ｂｙ ａｄｊｕｓｔｉｎｇ ｈｅ ｔｃｏｍｐｏｓｉｔｉｏｎ ｏｆ ｚｉｒｃｏｎｉｕｍ ａｌｌｏｙｓ． Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ：ｚｉｒｃｏｎｉｕｍ ａｌｌｏｙ；ｓｕｐｅｒｃｒｉｔｉｃａｌ ｗａｔｅｒ；ｃｏｒｒｏｓｉｏｎ；ｍｉｃｒｏｓｔｒｕｃｔｕｒｅ Ｂｉｏｇｒａｐｈｙ：Ｌｉ Ｑｉａｎｇ，Ａｓｓｏｃｉａｔｅ Ｒｅｓｅａｒｃｈｅｒ，Ｔｈｅ Ｋｅｙ Ｌａｂｏｒａｔｏｒｙ ｆｏｒ Ａｄｖａｎｃｅｄ Ｍｉｃｒｏ－Ａｎａｌｙｓｉｓ，Ｓｈａｎｇｈａｉ Ｕｎｉｖｅｒｓｉｙ，Ｓｈａｔｎｇｈａｉ ２００４４４， Ｒ．Ｃｈｉｎａ，Ｔｅｌ：００８６－２１－６６１３５００５，Ｅ－ｍａｉｌ：ｌｉｑｉｎｇ＠ｓａｔａｆｆ．ｓｈｕ．ｅｄｕ．ｃｎ