磁控溅射铬涂层锆合金包壳高温水蒸气氧化行为

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。

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

包壳的微动磨损是世界压水堆燃料失效的主要原因,因此理解核反应堆中燃料包壳微动磨损行为对核反应堆安全运行至关重要.服役于核裂变堆一回路的锆合金包壳,不但承受着堆内高温高压冷却剂的冲刷,还面临腐蚀、强中子辐照的苛刻环境.本文作者从机械因素、水工条件、辐照和腐蚀几个方面总结了反应堆中服役环境对包壳微动摩擦行为的影响,并阐述了事故容错燃料(ATF)包壳涂层的研究进展及其对格-棒间微动磨损的影响.最后对核反应堆包壳的微动磨损、腐蚀磨损未来的研究方向进行了展望.

CVI工艺SiC_(f)/SiC复合材料包壳研究进展

化学气相渗透(CVI)工艺被广泛地应用于制备碳基及碳化硅(SiC)基复合材料,CVI工艺是实现制备高纯度和高晶粒度SiC_(f)/SiC复合材料包壳的最佳方案。首先介绍了组成SiC_(f)/SiC复合材料的SiC纤维和SiC基体,并综述了SiC_(f)/SiC复合材料包壳CVI工艺、以及SiC_(f)/SiC复合材料包壳性能表征的研究进展。最后,展望了未来将SiC_(f)/SiC复合材料包壳作为ATF燃料包壳仍需解决的几个关键性问题。