锆合金具有较高的硬度、良好的力学性能、低的热中子吸收截面、优良的抗腐蚀性能，及与核燃料优良的相容性等诸多优点而被视为水冷动力堆的包壳材料和堆芯结构的首选材料。然而，在反应堆冷却系统失水事故（LOCA）中，高温下锆合金易与水蒸汽反应导致包壳严重氧化，并因锆合金吸氢致使包壳脆化，最终包壳材料失效导致裂变产物泄露，同时锆水反应释放的氢气聚集后还可以引起爆炸，严重威胁核电站安全运行。
本文采用微弧氧化技术在Zr-1Nb合金表面制备出致密的氧化膜，对比测试了Zr-1Nb合金及微弧氧化样品在900 - 1200 ℃高温水蒸汽环境中的氧化行为，分析它们氧化前后氧化层的形貌、微观结构和相组成。结果表明：在900、1000、1100和1200 ℃水蒸汽中氧化3600 s后，微弧氧化样品的腐蚀增重分别为合金基体的38%, 56%, 93%和100%。在1000 ℃以下，微弧氧化表面处理明显提高了Zr-1Nb合金的抗蒸汽氧化性能，高于1100 ℃时则作用不明显。1100 ℃以下，氧化层主要由M-ZrO₂和少量T-ZrO₂相组成，1200 ℃的氧化层中只含有M-ZrO₂相。
 

高温蒸汽氧化；微弧氧化；Zr-1Nb；氧化动力学