Page 82 - 《摩擦学学报》2020年第4期
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492                                     摩   擦   学   学   报                                 第 40 卷

                                                                                                          [19]
            损过程中表现出明显的黏着和塑性变形特征，而预氧                            并且增大氧化膜的电导率，从而导致腐蚀速率的增加 .
            化后的Zr合金包壳管的磨损模式则是轻微的磨粒磨损.                          此外，中间相的辐照分解对锆合金氧化性能产生很大
                燃料包壳组件承受高剂量中子辐照，因此，中子                          影响. 锆合金中间相在辐照下产生铁的优先析出并形
                                                                                                [20]
            辐照损伤对包壳材料微动磨损性能影响也是必须关                             成相界面铁的贫化区，加速了沿晶腐蚀 .
                            [14]
            注的重点. Jiang等 利用高能离子轰击模拟中子辐照                        1.2    高温气冷堆燃料组件摩擦磨损
            对Zr-4合金的损伤，考察了辐照后材料微观结构变化                              核能经过70多年的发展，对反应堆安全性和经济
            及其对微动磨损性能影响. 研究结果表明，位移辐照                           性提出了越来越高的要求. 未来能解决核能经济性、
            损伤30 dpa(Displacement per atom，原子平均离位)后，           安全性、废物处理以及防止核扩散问题的第四代核能
            锆合金辐照损伤区内点缺陷密度升高，位错数量增                             系统越来越受到各国重视. 高温气冷堆具有热效率
            加，且形成了大量位错环及位错网络，第二相沉淀周                            高、转化比高以及安全性好等优点，是第四代核能系
            围位错塞积且体积增大. 由于辐照诱导的大量缺陷抑                           统堆型之一. 高温气冷堆燃料使用陶瓷及石墨多层结
            制了位错滑移，辐照后Zr-4合金的硬度随辐照剂量的                          构包覆小球，使用核级石墨作为堆芯结构材料，并以
            增加而增加，弹性回复系数降低. 高温水环境下微动                           氦气作为冷却介质 . 高温气冷堆平衡态堆芯内装有
                                                                               [21]
            磨损试验表明，Zr-4合金的摩擦系数从0.5显著增加到                        石墨球约42万个，如图3所示，利用氦气带动包覆燃料
                                                                                              [22]
            1以上，由于辐照硬化和脆化的作用，微动磨损过程中                           的石墨小球在堆芯内循环交换热量 . 高温气冷堆在
            的反复滑动导致表面沿晶断裂和载荷接触区下裂纹                             700~750 ℃高温和4~5 MPa氦气环境下运行，这些石
            的扩展，留下较深的沟槽和较高硬度的磨屑，导致Zr-4                         墨小球在球与球之间、球与石墨堆结构件、石墨球与
            合金辐照后摩擦系数较高，磨损增加. 进一步利用3 MeV                [15]   装卸料系统管道之间存在碰撞及磨损. 因此，理解高
                   11+
            高能Fe 离子轰击研究辐照损伤0.1到30 dpa范围内                       温氦气环境下石墨小球与石墨部件及其他结构部件
            Zr-4合金微动磨损性能演变规律，结果表明辐照损伤                          之间的摩擦磨损对反应堆安全运行至关重要.
            较低时晶粒尺寸减小，位错及点缺陷密度增加；辐照                                石墨是最古老的固体润滑材料之一，早期核级石
            损伤大于1 dpa导致Zr-4合金紊乱区和无序区生成；小                       墨摩擦磨损方面的研究，主要集中在气氛、温度、载
            晶粒引起的晶界增加和辐照诱导的缺陷共同成为位                             荷、速度以及对偶等不同试验条件对核级石墨摩擦学
            错的障碍，导致硬度的增加. 微动磨损试验结果表明，                          性能的影响. 总体而言，不同结构石墨在空气中室温
            辐照损伤程度1 dpa时试样摩擦系数由原来的0.6增加                        下的动摩擦系数在0.1~0.4之间. 这个值远小于世界上
            到1.2，随着辐照损伤水平进一步增加，摩擦系数与磨                          大多数高温气冷堆设计过程中对石墨摩擦系数的要
            损率趋于饱和. 辐照后Zr-4合金摩擦系数增大可归因                         求(约为<0.5). 石墨摩擦系数随温度升高而逐渐降低，
            于表面断裂引起的附加能量耗散、磨屑的尖锐化以及                            随对偶表面粗糙度升高而增大，随外界载荷和速度的
            位错运动受阻导致的摩擦力的增加.                                   升高而缓慢降低. 在真空中摩擦系数明显高于大气及
                压水堆包壳除了要面对高温高压冷却水环境，一                          活性气氛介质. 而在氦气环境下石墨摩擦系数经历两
            回路中都要加入H BO 控制和调节核反应，同时为了                          次转变，第一阶段在经过初始跑合阶段后摩擦系数降
                            3
                                3
            减少酸性腐蚀添加LiOH使回路pH值处于弱碱性，因                          至0.4，第二阶段摩擦系数降至0.03. 两个阶段摩擦系
            此多环境耦合下的腐蚀磨损不可避免. 研究者通过大                           数下降分别是由氦原子在石墨层间吸附以及石墨表
                                                                                [25]
            量试验发现，辐照可使锆合金的腐蚀速率比未受辐照                            层晶面滑移引起的 . 针对服役后强中子辐照环境，
                                                                    [25]
            的锆合金高出2~4 倍，在高中子通量工况条件下，其                          Luo等  报道Nightingale考察了反应堆辐照后石墨摩
                                          [17]
                               [16]
            腐蚀速率可增加10 倍 . Tupin 等 的研究表明离子                      擦学性能，发现400~500 ℃下燃耗深度1 500~200 MW·d/t
            辐照后，在靠近金属/氧化物界面的损伤程度约为0.3 dpa，                     条件辐照后，石墨摩擦系数略有下降，这是由于石墨
            此时Zr-4合金表面的氧浓度增加了40%；白新德等                   [18]   辐照长期储存过程中表面氧化所致. 清华核研院等雒
            发现随着离子注入剂量的增加，锆合金的腐蚀电流密                            晓卫等   [25-28] 以中国高温气冷堆核级石墨IG-11为研究
            度先升高然后迅速降低，而自腐蚀电位先降低后升                             对象，利用SRV标准摩擦试验机，系统考察了不同环
            高，这说明离子注入时锆合金的腐蚀性能存在1个与                            境下摩擦磨损性能，发现在石墨自配副摩擦环境下，
            辐照损伤程度相关的临界点. 辐照产生的缺陷促进氧                           其在氦气中的磨损量比空气中高近1个数量级，在石
            和金属离子的迁移，辐照加速氧化膜的脆化和破裂，                            墨与不锈钢配副条件下，两种气氛中石墨磨损率相当.
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