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磁控溅射铬涂层锆合金包壳高温水蒸气氧化行为
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作者 王栋 钟汝浩 +7 位作者 张亚培 郭超 徐浩德 余剑 蓝毅聪 苏光辉 秋穗正 田文喜 《表面技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2023年第11期258-268,共11页
目的研究磁控溅射Cr涂层Zr-1Nb合金包壳在1100~1300℃水蒸气环境中的氧化行为,为制定核反应堆事故预防和管理提供依据。方法采用卧式管式炉开展高温氧化试验,通过分析天平测量试样增重,通过扫描电子显微镜观察形貌,通过X射线能谱仪分析... 目的研究磁控溅射Cr涂层Zr-1Nb合金包壳在1100~1300℃水蒸气环境中的氧化行为,为制定核反应堆事故预防和管理提供依据。方法采用卧式管式炉开展高温氧化试验,通过分析天平测量试样增重,通过扫描电子显微镜观察形貌,通过X射线能谱仪分析元素分布。结果氧化前Cr涂层结构致密,没有明显缺陷。氧化后包壳表面形成微观的鼓包、褶皱或裂纹。Cr涂层在1100℃和1200℃氧化3600 s后形成了Cr_(2)O_(3)-Cr-ZrCr2的三层结构。1200℃下,Zr沿Cr晶界扩散到达Cr_(2)O_(3)/Cr界面后将Cr_(2)O_(3)还原,引起局部Cr_(2)O_(3)厚度减小,Cr晶界中的Zr O2则构成了O扩散的短途通道。1300℃氧化1800 s和3600 s后,Cr涂层性能退化,生成外侧ZrO2层。在Zr基体氧含量饱和的过程中,Zr O2生长的抛物线常数kp增大。由于包壳内表面氧化使得β-Zr基体达到氧饱和,因此外侧kp迅速进入二次增大阶段,导致外侧ZrO2生长速度明显大于内侧。结论Cr涂层可以有效提高Zr包壳的抗氧化性能,但经历一定时长高温氧化后将出现性能退化。 展开更多
关键词 ZR合金 Cr涂层 事故容错燃料包壳 核反应堆事故 高温水蒸气 氧化动力学
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