Abstract
鋯二合金由於具有低中子吸收截面，適當的機械強度，及良好的腐蝕抗性，一直被用作沸水式反應器（BWR） 爐心燃料護套的材料，進年來發現鋯合金使用於爐心環境中，有局部加速氧化的節瘤腐蝕（nodular corrosion） 現象產生。目前相信鋯合金的節瘤腐蝕抗性之強弱與其內部的微結構有關。過去的研究指出：爐心中的輻射傷害環境，會造成鋯合金微結構的改變，但對此種效應影響程度仍有待深入的研究。本實驗係用質子為輻射傷害源，利用范氏加速器加速質子到１Ｍev的能量，控制照射溫度於３５０℃，觀察０•０１，０•１，１dpa（displacement per atom）照射劑量下，鋯二合金微結構之變化情形。原始鋯二合金中經觀察發現：不具高差排密度，有小晶粒，同時擁有任意分佈的析出物。析出物有兩種：Ｚr２（Ｎi，Ｆe），b.c.t. 結構，a=０•６５ｎｍ c= ０•５３ｎｍ，Ｚr（Ｃr，Ｆe）２ 則具有兩種結構，h.c.p. ，a=０•５０４ｎｍ c=０•８０８ｎｍ，f.c.c. ，a=０•７１３ｎｍ。 這些析出物在經輻射傷害到１dpa 情形下仍可觀察到。而其結構及晶格常數並無變化。析出物之成份比例則有變化情形；Ｚr２（Ｎi，Ｆe） 中鐵鎳比值呈現高劑量下才明顯。析出物有明顯的粗化現象，同時伴隨著析出物密度的下降。本研究的結論是：一、質子輻射對具有低差排密度的鋯二合金管，其輻射退火效應不顯著。二、質子輻射對鋯二合金析出物有粗化的效應，且此種粗化是以小析出物的溶解為基礎。三、質子輻射對鋯二合金析出物組成成份造成改變。Ｚr（Ｃr，Ｆe）２ 型析出物的Ｆe╱Ｃr會下降；Ｚr２（Ｎi，Ｆe） 型析出物之Ｎi╱Ｆe亦有下降的趨勢，顯示有鐵質及鎳質擴散入基地中。四、在３５０℃，１pda 質子輻射傷害劑量下，鋯二合金析出物並未有非晶質化現象之發生。