Page 89 - 《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 499

(a) Pt-layer (a2) 002#substrate 0.14
Top surface I Mo-S-Ti (10 dpa)
β
α
II 0
0.14
Mo-S-Ti (5 dpa)

Short-range order 0
0.14 Degradation
[110] Mo-S-Ti (2 dpa)
[100]
II [002]
200 nm 10 nm Friction coefficient 0

(b) 2 MeV Au (b2) 0.14 Mo-S-Ti (1 dpa)
I
Irradiation Amorphous 0
phase
II 0.14 Mo-S-Ti (0.3 dpa)
5 nm
821 nm
0
Un-irradiation Serious 0.14
disorder Mo-S-Ti
[110]
[100]
[002]
II 0
200 nm 10 nm 0 10 20 30 40 50 60 70
Revolutions×10 3

Fig. 9 Structure and tribological properties of MoS 2 films irradiated by Au ion with 2 MeV incident energy
图 9 能量2 MeV的Au离子辐照MoS 2 薄膜结构及摩擦学性能变化

化结构在摩擦界面不规则转移相比未辐照样品变差， 下服役与失效行为预测提供判据. 以包壳材料为例，
从而导致有序化转移膜在摩擦过程中被快速从接触 2011年日本福岛核事故后，针对锆合金包壳高温水热
+
[67]
面推出. Mathew等 试验结果表明2 MeV能量N 离子 反应造成堆芯熔化和氢气爆炸问题，提高核燃料包壳
辐照DLC导致薄膜sp 杂化键合增多，HRTEM结果证 事故容错能力成为提高反应堆安全运行重要举措. 锆
2
实离子辐照使得无定型碳局部结晶形成石墨化. Xu等 [68] 合金表面处理事故容错涂层可有效解决失水事故下
开展了1 MeV能量C 离子模拟中子辐照含氢非晶碳膜 锆水反应，近年来Cr、FeCrAl以及Ti AlC等事故容错
+
2
试验，发现辐照损伤1 dpa后含氢非晶碳膜耐磨寿命下 涂层是本领域研究热点，然而冷却循环水扰动下的微
降，且摩擦系数有明显升高；断面能量损失谱分析发 动磨损在包壳材料服役过程中无法避免，因此，针对
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现，离子辐照能量沉积区sp 杂化碳占比下降，碳氢键 事故容错涂层材料，急需开展高温、腐蚀和辐射服役
断裂解离，辐照后膜基界面结合变差，承载力下降，导 环境下的微动磨损以及腐蚀磨损研究，丰富材料服役
致薄膜润滑寿命下降40%. 鉴于核环境下服役润滑材 环境下的性能参数，为包壳容错涂层选择及入堆服役
料，其部件更换周期内辐照损伤值累计高达几十甚至 寿命预测提供参考. 高温气冷堆中石墨材料磨损形成
上百个dpa ，如何开展高辐照损伤情况下润滑材料设 的粉尘影响装置安全运行，考虑到高温气冷堆氦气回
[4]
计与制备亟待解决. 路中还存在O 、H 、H O、CO以及CO 等杂质，不同分
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2
2
2
量杂质气氛下石墨摩擦学依然需要深入研究. 前期研
4 总结与展望
究表明，实验室标准摩擦试验机得出的材料磨损数据
核环境下材料的摩擦、磨损与润滑问题大体可以 与工程评价结果存在较大差异，进一步优化模拟平台
分为两类，一类是结构材料摩擦磨损问题，另一类核 获得更接近实际工况下石墨摩擦磨损数据，对高温气
环境下是润滑材料选择与设计. 结构材料是反应堆支 冷堆中燃料石墨球磨损控制与预测至关重要.
撑和主体，由于反应堆运行模式不可避免地存在摩擦 第四代核反应堆出口温度更高，例如钠冷快堆出
及磨损现象，其研究侧重点是尽可能贴近实际工况环 口温度可达550 ℃，钍基熔盐堆出口温度可达850 ℃，
境下磨损失效机理，深入认识多环境耦合下材料的服 而高温气冷堆氦冷却剂出口温度高达950 ℃，高温条
役行为，以此为基础为结构材料设计优化以及堆环境 件下结构材料摩擦磨损以及与冷却介质耦合作用需