Page 143 - 《摩擦学学报》2021年第3期
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432 摩 擦 学 学 报 第 41 卷
(a) (b) (c)
LA FeCrAl HA FeCrAl Zr-4
~200 μm ~230 μm ~575 μm
100 μm 100 μm 100 μm
5 5 5
LA FeCrAl 0 HA FeCrAl 0 Zircaloy-4
Depth of track/μm −10 Depth of track/μm −10 Depth of track/μm −10
0
−5
−5
−5
−15
−20 −15 −15
−20
−20
0.0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6
Width of track/mm Width of track/mm Width of track/mm
Fig. 11 Effect of FeCrAl coating on wear properties of zirconium alloy [64]
图 11 FeCrAl涂层对锆合金磨损性能的影响 [64]
在核反应堆运行过程中存在不可忽略的摩擦磨损现 性提供数据参考.
象. 目前，关于核反应堆内包壳微动磨损问题的研究 目前对ATF涂层的研究主要集中在其抗高温氧
并未统一，锆合金包壳在各种工况下的磨损行为及磨 化性的研究上，其抗微动磨损性能及电化学腐蚀性能
损机理变化机制仍缺乏深入了解，成熟的性能评价系 也有少量研究，但对ATF涂层与锆合金基体的结合能
统还未建立. 由于核反应堆内环境复杂，无论是从哪 力、界面性能及辐照对ATF相关性能的影响却少有报
方面进行研究均需考虑包壳服役环境的复杂性和特 道. 由于ATF涂层与锆合金基体均为结合力较小的机
殊性. 国内外关于核反应堆内包壳摩擦均不能模拟实 械结合. 在反应堆中高温高压的环境下，在温度变化
际工况，一般都是建立数学模型或在堆外进行简单的 过程中锆合金与表面涂层热膨胀系数的差异会使界
模拟试验来进行评估，提供一些基础数据. 因此，针对 面处结合力减弱，导致涂层剥落，锆合金基体失去保
[76]
核反应堆内环境的特殊性，需要在尽可能贴近实际工 护 . 另外，FeCrAl、Cr和MAX涂层热中子吸收截面较
况环境的条件下系统开展核环境下包壳管的微动摩 高 [55, 77] ，在中子辐照环境下由于燃料肿胀引起的涂层
擦试验. 研究核燃料包壳材料的微动磨损行为，深入 与基体间界面的开裂也需列入考虑. 因此，关于ATF
认识环境耦合下包壳材料的磨损失效机制. 研究的侧 涂层包壳技术研究还没有完全成熟，仍有很多关键应
重点在于堆内核辐照及堆内腐蚀对格-棒间微动磨损 用性能需要进一步提高和改善. 如何制备致密、高
影响机制，发展磨损预测核检测模拟模型. 在此基础 附着力及具有优良抗辐照性能的涂层材料仍需深入
研究.
上，对包壳材料服役寿命进行预判.
2011年日本福岛核事故对核燃料包壳材料的事 参 考 文 献
故容错能力提出了更高的要求，通常要求在正常情况
[ 1 ] Wang Yiren. China nuclear energy development report 2020[R].
下提高其经济性，在事故条件下提高其安全性. 目前 Beijing: China Nuclear Energy Industry Association, 2020(in
研 究 工 艺 较 为 成 熟 的 事 故 容 错 燃 料 包 壳 涂 层 Chinese) [王毅韧. 中国核能发展报告[R]. 北京: 中国核能行业协
MAX相、FeCrAl及Cr涂层已被证实能够很好地改善 会, 2020].
包壳材料的耐高温氧化性，在发生失水事故时，能提 [ 2 ] Li Yingshi. The trend of China’s nuclear power industry in 2019:
inland nuclear power restart is a high probability event[J]. Electrical
供更长的应对时间，但其在冷却水扰动下产生的摩擦
Industry, 2019, (1): 50–52 (in Chinese) [李颖诗. 2019年中国核电
磨损仍是无法避免. 因此，在研究传统锆合金包壳摩
行业趋势前瞻: 内陆核电重启是大概率事件[J]. 电器工业, 2019,
擦磨损行为的同时，对辐照及腐蚀条件下事故容错涂 (1): 50–52].
层的也需同步进行，为ATF涂层包壳入堆服役的可行 [ 3 ] Gao Wei, Zhang Xian, Wang Zhengpin, et al. Study of oxidation
