Page 140 - 《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 429
Transverse fretting motion
Pristine
Counterbody (Al 2 O 3 ) Secondary debris from
the third-body layer
Oxide
Hardened layer
Cracks Loose primary debris
(direct from the edge of
the hardened layer)
2 μm Zr-4 alloy
Transverse fretting motion
3 dpa
Median crack Counterbody (Al 2 O 3 ) Secondary debris from
Oxide the third-body layer
2.9 μm
Lateral crack Hardened layer
Loose primary debris
(direct from the edge of
2 μm Cracks Zr-4 alloy the hardened layer)
Third body layer Hardened layer Debris embryos
[12, 40]
Fig. 7 Changes of wear mechanism of Zr-4 alloy before and after irradiation
图 7 Zr-4合金辐照前后磨损机制变化 [12, 40]
生的氧化性物质可加速结构材料的腐蚀 [45-47] . 目前研究的ATF包壳材料主要有两种，一种是整体包
核反应堆中腐蚀能够显著促进锆合金包壳的磨 壳材料如SiC /SiC复合材料包壳管、FeCrAl管等 [52-54] ；
f
损. 冷却水流经锆合金包壳与支撑格架接触表面时流 第 二 种 是 在 锆 合 金 包 壳 上 制 备 相 关 ATF涂 层 如
速较慢，且高温下水质变化使得此处碱浓度增加，发 MAX相、Cr、FeCrAl等 [55-56] . ATF涂层在不改变锆合金
生缝隙腐蚀，造成包壳材料表面结构的变化，加剧磨 本身服役条件的情况下，能够改善传统锆合金包壳性
损，进而影响核燃料组件的安全运转和使用寿命. 另 能，相对开发新的ATF包壳材料而言，更经济且更易
外，锆合金包壳腐蚀会降低部件的有效壁厚，并在反 实现. 因此，锆合金表面涂层是目前的热点研究方向.
应堆系统中产生活性氧化物或腐蚀产物碎屑颗粒，加 一般来说，期望ATF候选包壳材料在事故工况下
剧锆合金包壳的磨损. 能大幅提高安全性，同时在正常情况下可以提高其经
济性 . 因此，ATF包壳候选材料除需具备比传统锆合
[57]
3 锆合金包壳表面涂层的发展及其对包壳
金包壳更好的抗高温氧化性、抗辐照性、抗腐蚀性外，
摩擦性能的影响
理想状态下其抗磨损性也可得到改善. 包壳的力学性
锆合金具有良好的抗侵蚀和耐辐照性能，是制备 能对包壳微动磨损行为有着不可忽视的影响，决定着
核燃料包壳及相关组件的理想材料. 但日本福岛核电 包壳在正常运行工况及事故工况下的完整性. 因此，
站事故暴露出了传统锆合金包壳可靠性存在着严重 在对ATF包壳候选材料的研究中，对力学性能的评估
缺陷. 失水事故(LOCA)时，锆合金包壳将通过锆-水反 十分重要(见表1).
应释放大量氢气及热，严重情况下会导致氢爆发生严 目前，国际上对ATF涂层的研究均处于探索阶段
重事故 [37, 48-51] . 近年来，各国学者致力于研究性能更优 并取得了一些成果. 在几种ATF薄膜中，Cr涂层制备
良的包壳材料代替传统的锆合金燃料包壳(图8). 一方 工艺最为简单. Cr膜具备良好的化学稳定性和抗酸碱
面，是维持包壳材料为锆合金，通过改变合金中微量 腐蚀性，且Cr与锆合金均为金属材料，热膨胀系数差
[69]
元素的配比来提高包壳合金性能. 另一方面，积极开 异较小，是很好的表面改性材料[图9(a)] . 在高温条
发经济、耐磨、耐辐照、耐腐蚀的事故容错包壳材料. 件下，Cr涂层的存在能够使包壳本身免受氧化并抑制
