兆瓦级大型天基核动力系统方案设计研究

轨道和行星探索任务需要强大、可靠和耐用的能量,而空间核反应堆是空间推进能量密度最高的方式之一。文章提出了一种新型兆瓦级天基核动力系统的概念设计,热源采用功率为3.6 MW的快中子能谱反应堆,堆芯由氦氙(He-Xe)混合气体进行冷却,采用以He-Xe为工质的双环路闭式布雷顿系统进行能量转换,此外还开展了废热排放关键设备的结构设计以及全系统关键结构材料的设计和初步选型。研究结果表明,该系统反应堆可顺利达到临界且可满足10年以上的燃耗,流量分配后温度展平效果好,堆芯出口最大温度差91.08℃。热电转换效率为37.42%,剂量平面内的辐射剂量满足容许计限。

SiC陶瓷在钎焊过程中的6H到3C多型相变

为探究钎焊过程对SiC陶瓷晶体结构的影响,为钎焊工艺设计提供理论及试验数据支撑,本研究采用纯Ni箔作为中间层在1100~1245℃下实现了6H-SiC的钎焊连接,并研究了焊缝以及6H-SiC基体与焊缝界面处的微观形貌。研究结果表明,少量Ni原子在钎焊过程中会扩散进入6H-SiC陶瓷,并以固溶形式存在,降低了6H-SiC层错能。随着钎焊温度升高,6H-SiC/焊缝界面处的焊后残余应力增大,当钎焊温度达到1245℃时,界面处的6H-SiC的(0001)面沿1/3<1100>方向产生滑移,6H-SiC切变形成3C-SiC。因此,SiC陶瓷在钎焊过程中受应力和钎料组成元素的作用发生相变,针对特殊环境使用的SiC陶瓷需要斟酌钎焊工艺对其晶体结构及性能的影响。

Cr涂层Zr-4合金包壳的高温空气氧化/扩散行为

目的在Zr合金包壳表面制备Cr涂层,以提高Zr合金包壳在事故环境下的抗高温氧化性能。方法采用多弧离子镀技术在Zr-4合金包壳上制备约17μm的Cr涂层,通过X射线衍射(XRD)、扫描电子显微镜(SEM)、能量色散光谱(EDS)和电子探针(EPMA)等方法,分析试样氧化前后的相组成、微观形貌和扩散行为,并评估试样在1100、1200、1300℃空气环境中氧化后的高温氧化性能。结果沉积态Cr涂层显微结构致密均匀,(110)面有很强的织构。Cr涂层在高温空气中氧化60 min后,保持了涂层结构完整性。氧化后的Cr涂层Zr合金系统均为多层结构,包括外部Cr_(2)O_(3)层、中间Cr涂层、内部Cr-Zr扩散层和Zr合金基体。在涂层/基体界面上形成了具有Laves相的金属间ZrCr_(2)扩散层,ZrCr_(2)层下方的区域出现了大量分散的沉淀相。在Cr-Zr中间层和Zr合金界面处的不对称原子扩散导致Kirkendall空位生成,空位的聚集和合并导致空穴的形核和生长。结论Cr涂层表面形成了致密的Cr_(2)O_(3)层,提高了Zr-4合金的抗高温氧化性能。通过研究高温空气中Cr涂层Zr-4合金包壳材料的高温空气氧化/扩散行为,可为耐事故涂层的开发、制备和应用提供一定的理论指导和技术支持。

反应堆压力容器模拟钢中富Cu原子团簇对材料力学性能的影响

采用淬火和时效处理方法诱发压力容器模拟钢中的微量杂质元素Cu以富铜原子团簇析出。力学性能试验结果表明,富铜原子团簇的出现导致压力容器模拟钢韧脆转变温度出现明显变化,而屈服强度和抗拉强度增长较小,塑性也只有较小程度下降。三维原子探针分析结果表明,富铜原子团簇的数密度为1023 m-3数量级,富铜原子团簇直径为1～3 nm。

细棒状铀-氢化锆燃料芯块制备与显微结构初步研究

采用熔炼铀-锆合金然后渗氢的工艺制造细棒状铀-氢化锆燃料芯块,通过改变熔炼工艺参数提高铀-锆合金的铸造质量和成品率。在渗氢的工艺中,采用不同工艺对铀-锆合金进行氢化,氢化后芯块中的氢/锆原子比在1.41~1.72之间,而芯块的尺寸相对于氢化前也有不同程度的增加。微观分析表明,氢化后得到的燃料芯块中含有多种相结构,其中金属铀比较均匀地弥散在氢化锆基体中,燃料芯块的氢分布出现边缘高中心低的特征。

电弧离子镀制备耐事故包壳材料厚Cr涂层及高温抗氧化性能

目的在Zr-4包壳材料表面制备具有耐事故高温性能的抗氧化厚Cr涂层,保护Zr基体,以防止与高温水蒸汽反应。方法采用自主研发的φ155 mm大弧源电弧离子镀技术在Zr-4合金表面制备约20μm的Cr涂层,通过X射线衍射仪(XRD)分析氧化前后的物相变化,通过扫描电子显微镜(SEM)和电子探针(EPMA)研究厚Cr涂层在不同温度下产生的多种缺陷,探究厚Cr涂层对Zr基体的防护机制。结果当涂层沉积速率>3μm/h,制备的Cr涂层均匀致密,结合力优异,具有柱状晶结构,可经受至少15.8%的形变量,其抗塑性形变能力优异。沉积Cr层样品经过1000、1100、1200℃氧化,保温1h后快速冷却至室温,厚Cr涂层分化为Cr Ox层、Cr_2O_3层、残余Cr层和Cr-Zr扩散层。经受苛刻条件(1200℃/3600 s)测试,除保持连续性的氧化层外,在基体上仍残余良好结合的6.8μm Cr层。氧化层两次开裂阻止基体被进一步破坏。Cr-Zr扩散层是由Zr元素向Cr涂层方向渗透生长的。1200℃时,在基体近表面处产生的大尺寸隆起,是由于在近表面处韧性β-Zr(O)相转变为脆性α-Zr相,以及Cr偏聚贫Sn造成的。残余Cr层的柱状晶结构会形成Zr-O扩散通道,对涂层最后失效将起关键作用。结论 Zr合金包壳材料镀覆20μm的Cr涂层具有充分的耐事故能力,在严苛的事故条件测试下,各缺陷均未能使Zr-4合金基体暴露,涂层能够形成有效壁垒,防止锆合金基体暴露造成核事故,阻止基体进一步被破坏。

利用二次离子质谱法对氢在SiC-C涂层中热稳定性的研究

利用Ar+离子束轰击混合沉积技术(ion beam mixing)在不锈钢基体上制备在不锈钢和碳钢基体上沉积SiC-C涂层,并然后对样品进行加后热处理热去氩处理(400℃/30min),再用5keV的氢离子辐照样品.最后对部分氢离子辐照后的样品进行加热处理(300℃/20min,600℃/20min,900℃/20min),以观察氢在SiC-C涂层中的热稳定性.通过和二次离子质谱仪(SIMS)H元素深度分布和正离子质谱分析,研究氢元素在SiC-C涂层中和在不同基团中的热稳定性后热处理.结果表明,在300℃高温条件下在SiC-C涂层中的氢含量下降不多;随着温度的升高,600℃时氢含量已有明显下降;900℃时氢已从SiC-C涂层中逃逸.

核电耐事故锆包壳表面涂层研究进展

锆合金表面涂层作为一种短期内最易于实现商业化工程应用的耐事故包壳材料,已成为国际上新型核电燃料元件研发的热点。综述了近年锆包壳表面涂层研究已取得的重要研究成果。阐述了锆合金表面涂层材料的发展,包括MAX相、Cr系、陶瓷和FeCrAl合金等,重点分析了金属Cr因易于获得高质量涂层,且具有优异的耐腐蚀、耐高温氧化等性能,成为耐事故锆包壳表面涂层的首选材料。讨论了锆合金表面Cr涂层沉积技术的发展,包括物理气相沉积法、冷喷涂、激光熔覆和等离子喷涂等,着重分析了不同的科研机构均形成了各自的涂层锆管研发路线。评价了锆包壳表面Cr涂层的关键应用性能,重点分析了高温氧化–脆化、腐蚀、环压、磨损以及高温爆破等条件下的表面涂层效应。水蒸气环境中表面Cr涂层可有效阻止氧元素向锆基体的扩散,高温氧化–淬火后锆基体内残留了大量β–Zr相,涂层锆管仍具有一定的残余塑性;小变形工况下表面Cr涂层与锆基体间具有良好的膜基协同变形能力;Cr涂层对锆管基体具有一定的表面强化效应,一定程度上可改善涂层锆管的高温爆破性能;堆内辐照后Cr–Zr界面成分、微结构稳定性良好,21%环向肿胀后表面Cr涂层依然未剥落。最后,总结与展望了锆包壳表面Cr涂层的科研成果与研究方向。

粉末冶金法烧结制备SiC/Zr耐事故复合材料的研究

以SiC粉和ZrH2粉为原料,利用真空烧结工艺制备了耐事故SiC/Zr复合材料。通过对SiC-Zr烧结体系进行热力学分析,对SiC和ZrH2混合粉末的加热过程进行TGA和DSC分析,制定了较合理的烧结工艺,并对SiC与Zr之间的界面反应进行了研究,对SiC/Zr复合材料的耐腐蚀性能进行了评价。结果表明:粉末冶金法可以制备出致密度为96%的SiC/Zr复合材料,烧结温度为1100℃,烧结时间为90min。SiC与Zr在界面处发生了界面反应,产物为ZrC和Zr2Si,且界面呈多层结构,从SiC到Zr基体,界面层的相分布次序为ZrC/ZrC+Zr2Si/ZrC。与锆合金相比,SiC/Zr复合材料表现出更好的耐腐蚀性能。

电弧离子镀工艺参数对Cr涂层沉积及性能的影响

为研究工艺参数对Cr涂层沉积及性能的影响,采用多弧离子镀技术在Zr-4合金表面制备Cr涂层,利用正交试验设计合理的弧电流、偏压、气压试验条件表,重点分析了工艺参数对Cr涂层质量、沉积速率及性能的影响。利用室温拉伸试验测试涂层的膜基协同变形能力,利用1000℃、60 min空气中氧化试验测试Cr涂层的耐高温氧化性能。结果表明:Cr涂层主要以沿锆基体法向择优生长的柱状晶为主,气压对Cr涂层的沉积速率影响最大,弧电流对室温拉伸后涂层表面线状撕裂密度的影响最明显,偏压对Cr涂层的表面粗糙度和耐高温氧化性能影响最大。因此,设计合理的工艺参数,可获得综合性能优异的Cr涂层。

加热去氩处理工艺对离子束混合沉积的C-SiC涂层阻氢性能的影响

利用Ar^+离子束混合技术在不锈钢基体上沉积C-SiC涂层,然后对部分样品进行加热去氩处理(400℃,30min),再用5keV氢离子源辐照样品。通过扫描电镜(SEM)的表面形貌观察、二次离子质谱仪(SIMS)的H与Ar元素深度分布和正离子质谱分析,研究去氩处理对氢离子辐照的C-SiC涂层的形貌和阻氢性能的影响。结果表明,经去氩处理,样品中不锈钢基体内的氢浓度降低了80%,显示出去氩处理的C-SiC涂层具有更高的阻氢性能。研究结果将为该技术应用于不锈钢基体上C-SiC涂层制备工艺的进一步改善提供依据。

锆合金表面Cr涂层900~1 200 ℃氧化行为研究

针对锆合金表面电弧离子镀技术制备的Cr涂层,开展了高温水蒸气环境氧化试验,研究了Cr涂层随氧化温度、时间的演化行为。利用立式高温水蒸气氧化装置测试了Cr涂层在900~1200℃不同时间的抗高温氧化性能,通过扫描电子显微镜和能谱仪对氧化后样品的形貌和成分进行了表征。结果显示,随着氧化温度的升高,氧化膜生长速度逐渐变快,直至表面形成大量鼓包。氧化后,锆合金表面仍残留一定量的Cr涂层,残余Cr与锆基体界面结合质量良好。随着氧化温度升高、氧化时间延长,残余Cr涂层不断减薄,Cr涂层氧化增重速率逐渐增加,但未出现明显的加速现象。采用离子镀技术制备的锆合金表面Cr涂层具有优异的抗高温氧化性能,1200℃、4.0 h高温水蒸气氧化后仍对锆基体具有较好的保护作用。

C-90%SiC涂层加热处理前后形貌特征及其阻氢性能的研究

对离子束混合技术在不锈钢基体上沉积C-90%SiC涂层进行不同温度的加热处理及H+注入。对加热处理前后H+注入涂层表面进行了SEM的观察,研究涂层表面加热处理前后鼓泡数量及分布的变化。通过AFM分析,研究涂层内沉积颗粒大小、形状以及分布与加热处理温度的关系。通过SEM-EDAX测量,研究涂层内组元分布的变化。涂层的H+注入的二次离子深度分布测量表明,试样经加热处理后,涂层的阻氢能力得到进一步的提高。

CVD沉积工艺对SiC涂层结晶度与耐腐蚀性能的影响

通过化学气相沉积(CVD)SiC涂层来提高SiC_(f)/SiC复合材料的耐腐蚀性能,本文以CH_(3)SiCl_(3)(MTS)为源气体,在反应烧结SiC基体上制备SiC涂层,控制沉积温度、炉压及H_(2)/MTS摩尔比等工艺参数,通过X射线衍射实验(XRD)得到不同工艺条件下生成的碳化硅涂层的物相组成和结晶度,通过高温水腐蚀实验检测涂层的耐腐蚀性,并利用扫描电子显微镜(SEM)观察腐蚀前后的表面形貌。结果表明:当沉积时间为8 h,沉积温度从1050℃到1250℃,β-SiC涂层表面平整性提高,沉积厚度由12.97μm急剧增加至71.10μm,SiC晶粒尺寸逐渐增大,最终呈金字塔状;碳化硅涂层腐蚀60 d后,表面呈现针状结构,1250℃下沉积的SiC涂层耐腐蚀性能较好;β-SiC涂层的晶粒尺寸随沉积炉压的增大而增大,结晶度随沉积炉压增大而减小,在200 Pa以下,获得的β-SiC晶粒的结晶度最高(81.08%)、晶粒尺寸最小(13.7 nm);随着H_(2)/MTS摩尔比增加,β-SiC晶粒结晶度迅速下降,当H_(2)/MTS=6.5时,结晶度最高(95.91%)。

电弧离子镀/磁控溅射复合真空退火制备Ti2AlC涂层

采用自主研发的大弧源技术,复合中频磁控溅射石墨靶,避免H元素的引入,在锆合金表面快速沉积了致密、超厚(约20μm)的Ti-Al-C涂层.经过不同温度(550、650、750和850℃)和时间(1、2和3 h)的真空退火后发现,至少在650℃才能获得Ti2AlC结构,更高的温度会加速Ti2AlC的生成.高温沉积对制备Ti2AlC相涂层而言是必备的.

高铀U-ZrH_x-Er细棒燃料氢化开裂原因分析

采用金相显微镜(OM)和带能谱的扫描电子显微镜(SEM-EDS)分别对用粗铀和精铀熔炼得到的铀锆铒(U-Zr-Er)合金样品及其氢化样品的微观组织、氢化样品的成分进行分析。结果表明,含精铀的氢化样品中杂质元素Fe和C含量比含粗铀的氢化样品低,且成分均匀性较好;含粗铀的氢化样品中U、C和少量Fe元素构成的析出物膨胀系数与锆基体差异较大,当锆基体随着吸氢量的增加而发生体积膨胀时,U、C和少量Fe元素构成的大块析出物作为第二相钉扎在基体内,引起应力集中而造成样品开裂。含精铀的氢化样品中U和以碳化锆形式存在的C元素在氢化锆基体中分布比较均匀,不存在应力过于集中的状况,氢化样品不会产生开裂。

Zr-30%U-2%Er合金细棒铸造试验研究

介绍了真空感应熔炼及铸造Zr-30%U-2%Er合金的工艺。通过改变成分配比、精炼温度、时间、浇注温度、铸型加热温度等参数,制备了化学成分满足要求,U、Er分布均匀的Zr-30%U-2%Er合金铸棒,浇注试验铸满率达到100%,铸棒表面光洁,无气孔、冷隔等铸造缺陷;微观组织分析表明,铸棒的基体相为铀-锆合金相,晶粒大小为50～100μm,第二相为金属锆。

热解碳-SiC共沉积界面SiC_(f)/SiC Mini复合材料的制备及其拉伸行为

以国产第三代碳化硅纤维(SiC_(f))为增强体,通过化学气相渗透(CVI)工艺在SiC_(f)表面同时沉积热解碳(PyC)和SiC形成共沉积界面层,沉积时间为20~70 min,然后继续沉积SiC制备出致密的Mini SiC_(f)/SiC复合材料,研究复合材料的界面结构和拉伸行为。结果表明:20,40,70 min沉积时间下得到共沉积界面层的平均厚度分别为500,1100,2100 nm,界面层厚度均匀,为单层界面;当共沉积界面层厚度为1100 nm时,Mini复合材料的界面结合强度适中,拉伸强度最大,达到626.0 MPa,对应的断裂应变为0.45%。

核材料及装备表面技术专栏序言

核能也称原子能,是原子核结构发生变化时释放出来的巨大能量,包括裂变能和聚变能两种主要形式。核能装备长期在强腐蚀、强辐射、高温、高流速等极端环境下运行,多因素耦合损伤极易导致关键部件服役性能的急剧退化直至失效,一旦部件性能失效将可能引起灾难性事故。例如,2011年日本福岛核事故中,反应堆堆芯中的锆合金包壳与高温水蒸气剧烈反应,最终造成堆芯熔化和氢气爆炸,对社会和环境造成了巨大的负面影响。此后,满足更高安全裕量的核材料和技术提升成为研究热点。国内外的学者、企业围着核能装备对安全运营的更高要求,在新材料体系、涂层技术和表面改性技术开展了持续的研究和开发,取得了一系列重要成果。

锆合金管表面Cr涂层的室温与高温拉伸性能研究

为深入研究Cr涂层对锆合金包壳管力学行为的影响,采用电弧离子镀膜技术在锆合金包壳表面制备了厚度为15,25,35μm的Cr涂层,利用室温与400℃拉伸试验,对比了不同厚度涂层在室温和高温下的拉伸性能;通过涂层断口及表面微观形貌表征和EBSD微观组织分析,阐述了温度及涂层厚度对Cr涂层开裂和塑性变形行为的影响机制。结果表明:随涂层厚度增加包壳管屈服强度和抗拉强度增加但延伸率下降。与室温拉伸相比,高温下涂层厚度与包壳管拉伸性能的相关性降低。室温下,涂层呈脆性断裂,塑性较差,表面生成环向裂纹,且裂纹数量随厚度增加而增加;高温下,涂层滑移所需临界分切应力降低,晶粒发生更大程度的变形和取向变化,伴随多个滑移系开动后的交滑移行为,涂层塑性显著提升,不同厚度的涂层表面均无裂纹生成。