Page 141 - 《摩擦学学报》2021年第3期

430 摩 擦 学 学 报 第 41 卷

SiC composite
claddinga
Mo claddinga
Component optimization
Machining process Steel claddinga Ceramic cladding
Wear and corrosion resistance FeCrAl
Neutron irradiation Surace cladding
Performance ZIRLO coating of Preparation process optimization
cladding
Hydrothermal and water vapor corrosion
Wear and corrosion resistance
E635aM5a
N36 Hydrogen retention
Neutron irradiation
Low tin Zr-4 Matching of coating and substrate
alloy High temperature oxidation resistance
Wear and corrosion resistance
Zr-4aZr-2 Hydrogen retention
Z4-1Nb
Neutron irradiation
Time

Fig. 8 Technological development route of nuclear fuel cladding
图 8 核燃料包壳技术发展路线图

表 1 核燃料包壳及相关涂层材料的基本力学性能参数
Table 1 basic mechanical properties of nuclear fuel cladding and related coating materials

Material Thickness /μm Condition Hardness E/GPa σ B / MPa σ 0.2 / MPa δ/%
[58]
Zr-1%Nb - RT - - 320~380 180~250 28~40
Zr-2.5%Nb [58] - RT - - 400~480 280~350 22~35
Zr-2 [58] - RT - - 700 527 12
Zr-4 [59] - RT - - 615~620 505~515 21~22
15 RT - - 516 383 29
Cr coating [60]
15 400 ℃ - - 251 156 44.5
Cr coating [61] 3.1 RT 2 070 HK - - - -
Cr coating [62] 3.5±0.5 200~500 ℃ 6 GPa - - - -
Cr coating [63] 5~6 RT 215±15 HV - 887 812 1.7
FeCrAl coating [64] 100以上 RT 4.81±0.16 GPa - - - -
143.88、14.83(Transition-layer) RT 300~500 HV - 455.5 142.5 48.9
FeCrAl coating+Mo transition-layer [65]
350 ℃ - - 211.9 84.5 47.8
FeCrAl coating+Mo transition-layer [48] 122.6±14.7、4.95~19.52(Transition-layer) RT 253.8±30.8 HV - - - -
70 25 ℃ 15.8±2.1 GPa 273.04 ± 20.1 - - -
[66]
Ti 2 AlC coating
300 ℃ 10.3±4.4 GPa 191.8 ± 47.2 - - -
[67]
Ti 2 AlC coating 90 RT 800 HK - - - -
[68]
Ti 2 AlC coating 3 RT 7.6 GPa 124.1 - - -
Notes：E：Young’s modulus；σ B ：Ultimate strength；σ 0.2 ：Yield limit；δ：Elongation
了氧在锆基体中的扩散，涂覆Cr涂层的包壳管氧化增 高，Cr涂覆包壳的耐磨性有了明显的改善 .
[72]
重比未涂覆包壳至少降低15倍 . 另外，由于Cr的硬 MAX相涂层综合了金属和陶瓷材料的一些优良
[70]
度比Zr高，在一定程度上可以保护包壳免受磨粒磨损. 性能，具有好的机械加工性、高弹性模量、高温强度、
法马通技术中心在300 ℃的高压釜中，利用不锈钢丝， 卓越的抗氧化及抗侵蚀性，重要的是，MAX相涂层有
在包壳上滑动来模拟极其苛刻的磨粒磨损. 与未镀 着好的抗辐照能力，受到了广泛关注 [72-75] . Benjamin等 [67]
Cr的试样相比，镀Cr试样上的缺口大小和深度均明显 利用冷喷涂的方法在Zr-4合金上制备了Ti AlC涂层，
2
减小[图9(b)]. 在M5锆合金上制备了约15 μm厚的Cr 并进行了磨损试验及LOCA模拟检测等一系列性能检
涂层进行的磨损测试，测试结果也证明了Cr涂层显著 测，发现Ti AlC涂层显示出了与Zr-4基体良好的结合
2
[71]
降低包壳和支撑格架间的磨损[图9(c)] . 此外，法国 性，MAX相涂层与基体之间无氧化层产生，LOCA模
AREVA NP’s的研究提出由于Cr涂层的硬度比锆合金 拟检测显示MAX相对基体有很好的保护作用，不仅