Page 135 - 《摩擦学学报》2021年第3期
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424                                     摩   擦   学   学   报                                 第 41 卷


             (a)        Power generation installed capacity (10 000 kw)  (b)  100  GTRF  Debris  Fabrication  Crud or corrosion
                 5 000
                        Nuclear power generation (billion kWh)        PCI/SCC
                                                                Proportion of fuel failures/%
                 4 000                                           80   Handling
                                                                      Baffle jetting
                 3 000                                           60

                 2 000                                           40

                 1 000                                           20
                   0                                              0
                     2010  2011  2012  2013  2014  2015  2016  2017  2018  2019  1987-1990 1991-1994 1995-1998 1999-2002 2003-2006 2007-2010 2011-2015
                                    Year                                           Year of fuel reload

                                                                             [1]
                   Fig. 1  (a) Development trend of China’s Nuclear Power Industry in recent years and (b) fuel failure mechanism of
                                       pressurized water reactor in the world from 1987 to 2015 [5]
                                                           [1]
                           图 1    (a)我国近年来核电产业发展趋势和  (b)1987~2015年世界压水堆燃料失效机制                [5]
            应所产生的热进行发电,核裂变放出热的同时还会生                            的微动磨损受多个方面的影响. 首先,反应堆正常运

            成大量的放射性物质,若不加以管制将造成巨大危害.                           行时,燃料包壳管内壁要承受400 ℃的高温裂变气体
            在应用并推进核能发展的过程中,保证核电站周边公                            以及燃料肿胀带来的压力,而外壁要遭受高温高压
            众环境不受核辐射的伤害一直是核能发展的首要原                             (280~350 ℃,10~16 MPa)冷却水的冲刷,导致锆合金
            则. 因此反应堆中均会设置多道安全保护屏障,即核                           包壳的微动磨损       [9-10] . 其次,核反应堆活性区存在强烈
                                     [3]
            燃料包壳、压力容器和安全壳 .                                    的中子、γ射线、裂变碎片和其他带电粒子流. 在核裂
                作为核反应堆安全的首道屏障,核燃料包壳能够                          变的过程中,能够放出大量能量和中子辐射                  [11-12] . 辐照
                                 [4]
            防止核裂变产物的泄露 ,其完整性是决定反应堆能                            对反应堆内结构材料会造成一定损伤,影响结构材料
            否正常、高效运行的关键. 而反应堆中冷却水自下而                           的机械性能和微观结构,继而影响其微动磨损行为.
            上的流动导致核燃料包壳与其支撑格架之间发生幅                             最后,水中的游离氧,冷却剂中的硼离子、锂离子和氯
            度极小的相对运动,引起锆合金包壳和支撑格架间接                            离子,在反应堆运行条件下均能明显加速锆合金包壳

            触表面破坏及亚表面裂纹的萌生和发展,进而引起核                            腐蚀,进而加剧磨损.

            燃料组件的破坏及失效,严重时甚至会造成核裂变产
                                                               2    锆合金包壳微动磨损产生机制及其影响因素
            物的泄露,这种磨损是造成核反应堆中燃料组件失效
                             [5-6]
            的主要原因[图1(b)]        . 因此,锆合金包壳与支撑格架                2.1    锆合金包壳格-棒间微动磨损产生的原因
            间的微动磨损(GTRF)大大制约着锆合金在核反应堆                              微动发生于“近似静止”的振动工况下,通常是两
            中的应用     [7-8] ,研究核燃料包壳微动磨损机制,提高核                  个接触面之间发生微米量级的相对运动 . 反应堆中
                                                                                                  [13]
            燃料包壳的抗微动磨损性能对保障核反应堆寿命至                             的微动磨损产生的原因是冷却水流动使锆合金包壳
            关重要.                                               管与支撑格架之间产生微小振动,进而导致接触表面
                                                                                  [14]
                核环境下锆合金包壳的微动磨损行为十分复杂,                          的破坏,如图2(a)所示 . 一般来说,格-棒间微动磨损
            作者在对现有研究进行调研的基础上,概述核燃料包                            过程分为3个阶段[图2(b)]       [6, 15] ,第一个阶段为预磨阶
            壳的作用及其服役环境 (磨损环境),总结反应堆内水                          段,在此阶段锆合金燃料包壳与支撑格架之间呈完全
            工条件、材料表面状态、辐照及腐蚀对格-棒间微动磨                           夹紧状态或被间隙完全隔开,没有相对运动发生,几
            损(GTRF)行为的影响,并进行分析与讨论. 进一步总                        乎没有磨损. 此时堆内高温环境使得未磨损表面生成
            结了事故容错锆合金包壳涂层近年来的发展及其对                             一层致密氧化膜. 第二阶段为锆合金包壳表面氧化膜
            格-棒间微动磨损行为及腐蚀磨损的影响. 最后,对格-                         的磨损,在水流及辐照作用下,锆合金包壳与支撑格
            棒间微动磨损研究的发展方向进行了展望.                                架间夹持力的减弱使两者间产生缝隙,支撑格架与包

                                                               壳表面氧化膜之间发生微动磨损. 第三阶段为锆合金
            1    核反应堆中燃料包壳服役环境及摩擦学问题
                                                               基体的磨损,当锆合金包壳表面氧化膜被磨穿后,锆
                由于锆合金包壳服役环境复杂,其在核反应堆中                          合金基体裸露并开始与支撑格架接触,由于包壳表面
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