Page 142 - 《摩擦学学报》2021年第3期

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 431

如此，与未涂层的Zr-4相比，MAX相涂层具有更高的 层，发现两种涂层的抗氧化性均比锆合金有了显著的

硬度，具有较高的耐磨粒磨损性能(见图10). 提高. 销盘式磨损试验表明，FeCrAl涂层涂覆的锆合
FeCrAl涂层具有比锆合金优良数倍的力学性能， 金磨痕尺寸较小，最大磨损深度要比锆基体低3~4倍，
耐高温蒸汽腐蚀性能远高于锆合金基体且具有好的 耐磨性明显优于锆合金基体(图11).

中子增值效率. 因此，开发应用FeCrAl涂层具有更好
4 总结与展望
[64]
的经济性. Dabneyd等 利用冷喷涂的方法在锆合金
基体上制备了两种不同Cr、Al含量的FeCrAl合金涂 燃料包壳是核反应堆中必不可少的结构组件，其

(a) 1 100 ℃ (c) 15 μm Cr-coated
45 Un-coated cladding
Ruptured during quench cladding
40 Wear depth (μm)/ 141/0.629 12/0.015
Weight gain/(mg/cm 2 ) 30 Cr-coated cladding (10~15 μm) appearance
volume (mm )
35
3
25
Visual
20
Uncoated reference M5
15
10
5 Dimple/cladding tube
0
0 4 000 8 000 12 000 16 000 20 000
Time/s
3-D view
(b)
Cr-coated M5 sample: 18 000 s
Uncoated M5 reference sample: 12 000 s
Wear depth (μm)/
volume (mm ) 3 275/2.310 28/0.028
Uncoated Cr-coated
Spring/cladding tube
cladding cladding Visual
Stainless steel wire appearance

Cladding
3-D view

[70-71]
Fig. 9 Effect of Cr coating on high temperature oxidation resistance and wear properties of zirconium alloy
图 9 Cr涂层对锆合金抗高温氧化性及磨损性能的影响 [70-71]

μm +10.0
(a) +8.849 32
+2.5
Height/μm −12.5
−5.0

−20.0
200 μm −15.283 83 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8
Uncoated Zr-4 Distance/mm
μm +0.500
(b) +1.033 67
+0.125
Height/μm −0.250

−0.625
−1.000
200 μm −3.245 61 0.0 0.2 0.4 0.6 0.8
Ti 2 AlC coated Zry-4 Distance/mm

Fig. 10 Effect of MAX phase surface coating on wear properties of zirconium alloy [67]
图 10 MAX相表面涂层对锆合金磨损性能的影响 [67]