Page 81 - 《摩擦学学报》2020年第4期

第 4 期 王鹏, 等: 核环境下的摩擦、磨损与润滑 491

(1) (2) P Q
Control rod
drive system
Q P

Seesaw
Spacer
grid
Water Water outlet
inlet Q
P
Fuel assembly
Q P
Q
P

Coolant (3)
folw Oar
Axial motion Axial motion
grid rod Cladding oxide
Cladding metal
Fallout of
brittle Very
metal brittle
Coolant
Fallout of particle region
oxide
particlc
Contact damage Spacer grid cracks Coolant contacts brittle Coolant contacts
Grid-to-rod
Wear scar vibration Hairline
Very
cladding metal
cladding metal
region
Temperature Temperature
profile profile
(4) (5)
Hydrogen Hydrogen
Gap content in the
Transverse motions metal content in the
rod and grid metal

Fig. 2 Reactor primary loop internal structure diagram of the nuclear island (a); Fuel cladding transport and assemble (b); Schematic
of fretting wear and wear location of cladding caused by coolant circulation disturbance (c, d); Schematic of three stages of fretting
wear of fuel cladding [8-9] (e)
图 2 反应堆一回路(a)核岛内部结构示意图，(b)吊装过程中燃料包壳组件，(c)、(d)冷却剂循环扰动下造成的包壳微动磨损与
磨损部位，(e)包壳微动磨损三个阶段 [8-9]

条件下核燃料棒的微动磨损行为，他们发现格架弹簧 增加似乎能够加速由裂纹萌生及断裂导致的磨粒层
[12]
与韧窝的总磨损量随着流速及格-棒间间隙的增加而 的移动. Han等 在氧气氛围下往Zr-4合金中注入氮，
显著的增加. 随着流速及格-棒间间隙的增长，相对棒 促进了ZrO 层的形成. ZrN与ZrO 的形成明显升高了
2
2
自身的振幅而言，燃料棒的中心偏移变成了决定过多 表面硬度，并因此提高抗摩擦及微动磨损性能. 起初，
磨损的重要因素. 而在狭窄间隙条件下，由于流体通 燃料包壳与支撑格架呈完全夹紧状态或被间隙完全
过燃料棒与空间格架的接触表面时能够改变流体的 隔开，之间没有相对运动发生. 随着冷却水循环次数
方向及加速磨损碎片的移动，流速的影响更加明显. 增加，包壳上的氧化膜发生磨损，当氧化膜被除去后，
[11]
Lee等 还在室温及高温蒸馏水中研究了冲击频率对 包壳基体裸露在高温高压水介质中进一步被腐蚀生
Zr合金制备的弹簧与管材摩擦行为的影响，并指明在 成新的氧化膜，氧化膜去除-再生的周期性变化加剧
[13]
主要存在磨粒磨损，且水环境中产生的磨粒层随滑移 了包壳的磨损. Qu等 发现由于表面材料成分的变化
振幅及冲击频率的增加会很快断裂和消失. 冲击载荷 (从金属到氧化物)以及氧化后硬度的增加，Zr合金包
能够加速生成的碎片层中裂纹的形成，而滑移振幅的 壳管的抗磨损能力明显提高，原始表面锆合金管在磨