Page 138 - 《摩擦学学报》2021年第3期
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第 3 期               江海霞, 等: 核反应堆中锆合金包壳及其表面涂层的微动磨损行为研究进展                                      427

            的磨损量高两个数量级[图4(b~c)]. 在无润滑条件下                       目前最好的替代手段.
                                                                           [37]
            (即在空气中)锆合金的磨损深度与包层材料本身关系                               最早Jeon 在氧气氛围下用120 keV的氮离子轰
                                                                                                           17
            很小，更多的是与磨屑氧化物有关               [4, 22] . 无润滑条件下     击Zr-4合金并研究其磨损性能，注入通量为1×10 -
                                                                           2
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            摩擦热的产生能够加速磨屑的形成，当大部分摩擦接                            1×10  ions/cm . 研究发现，辐照缺陷加速了吸附在Zr-4
            触表面被锆合金的磨屑覆盖时，锆合金与耦合材料直                            合金表面的氧气与氮离子向Zr-4合金内部的扩散，并
            接接触的可能性降低，包壳磨损体积减小.                                在表面形成ZrN和致密氧化层，提高了Zr-4合金的抗
                通常认为，锆合金包壳表面氧化膜对其微动磨损                          磨损性. 与之不同的是，禹博等             [38] 利用120 keV氩离
            行为有着极大的影响. 在锆合金包壳磨损的第一阶                            子、氮离子辐照新型锆合金(Zr-Al-Ti-V)，发现经离子
            段，反应堆中锆合金包壳表面在高温高压水下与水分                            辐照后锆合金内部生成非晶相，表面硬度增大. 摩擦
            子结合生成氧化膜. 锆合金包壳微动磨损开始时，首                           试验结果表明120 keV的离子辐照能够使锆合金平均
            先发生的是包壳表面氧化膜的磨损. 多个堆外试验表                           摩擦系数增加，磨损机制转变为脆性断裂. 经120 keV
            明  [18, 24-25] ，由于表面材料成分的变化(从金属到氧化                 质子、氮离子和氩离子辐照后Zr-702的摩擦试验也表
            物)以及氧化后硬度的增加，氧化膜的存在能够有效                            明辐照后Zr-702的平均摩擦系数及磨损率增大，辐照
                                                                                               [39]
            减少锆合金包壳的磨损深度及摩擦系数[图4(d)]. 氧化                       后试样可观测到明显的磨粒磨损现象 .
            锆的磨损过程与锆合金基体不同，锆合金包壳原始表                                在此基础上，我们设计了一系列试验研究重离子
            面在磨损过程中通常表现出明显的黏着和塑性变形                             辐照对Zr-4合金微动磨损行为的影响(图5)，首先选用
            特征，而氧化膜的存在使得包壳管表面黏着减少，主                            不同离子对Zr-4合金进行辐照. 低能离子选用400 keV
                                                                 +
                                                                      +
            导磨损机制转变为磨粒磨损，磨痕粗糙度和摩擦系数                            Zr 和Kr ，结果表明辐照后Zr-4合金内缺陷数量增加，
            均显著降低 . 氧化膜的存在对锆合金包壳的磨蚀性                           硬度升高，弹性回复系数下降. 摩擦试验表明辐照后
                       [25]
                                    [26]
            能也有一定影响，黄永忠等 建立了核反应堆中锆合                            Zr-4合金摩擦系数明显增加，且辐照加速了磨损过程
                                                                                                      [11]
            金包壳的磨蚀模型，结果表明预磨蚀期内包壳腐蚀产                            中表面磨屑的断裂和剥离，加剧Zr-4合金磨损 .
                                                                                                    2+
                                                                                          11+
                                                                                               13+
            生的氧化膜会使磨蚀试验中磨蚀体积和平均磨蚀系                                 另外选用三种高能离子(Fe ，Ni ，Au ) 分别辐
            数减小.                                               照Zr-4合金，同样观察到摩擦系数和磨损率显著增加.

            2.2.2    辐照对锆合金燃料包壳微动磨损行为的影响                       进一步选用不同能量的Au离子对Zr-4合金进行辐照，
                                                                                        2+
                                                                                   +
                                                                                             3+
                在锆合金包壳的摩擦行为研究方面，国内外已经                          经不同能量Au离子(Au ，Au ，Au )辐照后Zr-4合金
            取得一些很有价值的成果. 但是，依作者所见，已有的                          的摩擦试验表明随入射离子能量增加，Zr-4合金磨损
            关于锆合金包壳材料摩擦行为的研究还不够深入且                             加剧，这是因为随着辐照能量的增加，入射离子的运
            不完善，大多数研究未把核反应堆内的辐照效应列入                            动速度加快，碰撞次数和行程增加，空位增多，形成了
            考虑，仅有的少数研究也未能很好地解释辐照对锆合                            更多的非晶态轨迹. 它们都会阻碍磨损过程中的位错
                                                                                                    [40]
            金包壳微动磨损行为的影响机制.                                    滑移，增加试样滑动时的表面硬度和摩擦力 .
                                                                                   11+
                连续的核裂变反应使锆合金燃料包壳承受了强                               利用3 MeV能量Fe 离子考察辐照损伤水平的影
                                                                                              [12]
            烈的中子辐照，影响其微观及宏观性能. 中子辐照尤                           响，辐照损伤水平范围为0.1~10 dpa . 研究发现Zr合
            其是快中子辐照，会在氧化膜和锆合金基体内产生众                            金随辐照损伤水平增加损伤区出现大量位错环、析出
            多的原子移位，形成大量的点缺陷以及位错环、小的                            物甚至局部无序化现象[图6(a~c)]. 球-盘式微动磨损
            空位团等，阻碍材料中的位错运动，使材料硬化                     [27-29] .  试验表明辐照后Zr-4合金摩擦系数和磨损率升高，磨
            且辐照作用下的水解反应，使得氧与锆合金基体接触                            损率在1 dpa后达到1个相对稳定值[图6(d~e)].
            形成氧化膜并生成氢气，氢聚集导致氧化膜或金属基                                利用FIB结合SEM系统观察辐照前后试样磨痕截
            体脆化，进而影响包壳材料耐磨性               [30-33] . 综上所述，辐     面 (图7)，发现辐照后试样磨痕截面有明显的裂纹生
            照对锆合金包壳微动磨损行为有很大的影响. 由于中                           成并延展，这些裂纹在滑移过程中不断生长，能够加
            子辐照价格昂贵，试验周期长，辐照后样品有放射性，                           速Zr合金磨损过程中大片磨屑的断裂及剥离，使得辐
            中子辐照试验受到很大限制，相关研究难以进行. 研                           照试样的磨损率明显增加. 辐照后Zr-4合金主导摩擦
            究表明    [34-36] ，重离子辐照能够造成与中子辐照相近的                  机制由黏着磨损结合磨粒磨损转变为磨粒磨损结合
                                                                           [12]
            级联损伤，且能在较短时间内达到较高损伤水平，是                            疲劳脆性断裂 .
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