在核能工业中,锆合金具有热中子吸收截面小、加工性能好、耐腐蚀性较高、机械强度适中等优点,因此被广泛用作核反应堆燃料包壳管的关键材料.锆合金燃料包壳管是核反应堆的第一道屏障,可以防止UO2的裂变产物释放到冷却剂中,并能将核裂变产生的热量传导至冷却系统.因而,锆合金的性能与核动力的安全可靠性、服役寿命、先进性等息息相关.日本福岛核电站核机组发生氢气爆炸导致核燃料泄漏的安全事故中,因冷却系统停止工作,燃料棒裸露在空气中持续升温导致锆合金外壳在空气中发生氧化严重影响了反应堆的安全性.因此,研究锆合金在空气中高温氧化的微观结构与其氧化速率之间的关系有非常重要的意义.本文采用了正电子寿命谱学技术(PALS)辅以X射线衍射分析(XRD)和热重分析法(TGA)对Zr-1Nb合金在600℃和700℃处于空气中氧化1-24小时的样品的氧化行为进行了分析.实验结果表明： Zr-1Nb合金在600℃及700℃处于空气中氧化24小时后的样品表面均形成了成分为ZrO2的氧化膜,样品氧化前后的增重分别为3.2mg/cm2和20.7mg/cm2,估算得表面形成的氧化膜厚度约为30μm和200μm.Zr-1Nb合金在600℃处于空气中氧化时,随着氧化时间的增加直至24小时,短寿命分量τ1由162ps逐步增加至183ps.τ2由302ps增加至410ps.I2由5.7％增加至10.3％.而在700℃氧化的样品中,τ1、τ2及I2分别增加至210ps、450ps及13％.由以上结果分析可知Zr-1Nb合金在600℃及700℃处于空气中氧化的过程中,氧化膜与及氧化膜与金属基体之间的界面产生了大量单空位及多空位缺陷.并且氧化温度可以强烈影响氧化所形成的氧化膜厚度及界面处的缺陷结构.Zr-1Nb合金样品在700℃氧化时形成的界面缺陷尺寸更大,且氧化膜中含有更多缺陷.这些缺陷可能导致氧分子的吸收和扩散速率更高,从而增加了高温下Zr-1Nb合金的氧化速率.下一步,我们将更进一步分析Zr-1Nb合金在不同温度下氧化导致的微观结构的不同与其氧化速率之间的关系.