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。

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。

压水堆候选耐事故包壳材料对控制棒价值的影响分析

该文针对候选耐事故包壳材料304SS、310SS、Fe Cr Al、APMT和Si C开展控制棒价值的影响分析。从分析结果可以看出,与锆包壳相比,候选包壳材料本身对控制棒价值影响较小,约-1.0%~2.5%;对于铁基包壳,为保证与锆包壳相同的循环寿期,需要的最小燃料富集度增加量约0.71wt%,由此导致的控制棒价值显著减少（大于10%）,远大于包壳材料本身对控制棒价值的影响。从中子经济性以及由此带来的对控制棒价值影响的角度,给出了耐事故燃料候选包壳的优先顺序。

耐事故包壳中子经济性分析

福岛核事故之后,核燃料在事故工况下的安全性越来越受到重视,提出耐事故的概念,其中包含耐事故包壳。耐事故包壳可以有效防止锆合金(Zr)包壳可能出现的“锆水”反应,同时在深燃耗或一些极限工况下保持包壳结构的完整性,有效预防核事故。本文以传统压水堆组件锆合金包壳做对照,分析对比了热门耐事故包壳材料的中子经济性,不同包壳厚度下组件循环长度,以及固定包壳厚度时,达到要求的循环长度所需的燃料富集度。通过研究发现,包壳经济性由高到底排序为:SiC>SiC涂层>Zr>FeCrAl>APMT>304SS>310SS。研究结果对耐事故包壳用于压水堆核设计具有借鉴和指导意义。

核用锆合金耐LOCA事故FeCrAl合金体系涂层的发展现状

锆合金是应用最为广泛的核反应堆堆芯包壳材料,然而2011年福岛核泄漏事故暴露了锆合金自身耐高温水蒸气腐蚀性能的不足,事故容错型包壳的研究便自此展开.在锆合金表面沉积涂层是提高锆合金包壳管容错能力的重要手段之一,FeCrAl合金由于其在火力发电领域良好的表现而一直备受关注,并迅速成为了包壳管候选材料之一.文中主要综述了锆合金涂层材料FeCrAl及其衍生材料的研究进展,为FeCrAl作为锆合金涂层的实际应用提供了一定的参考.

压水堆候选耐事故包壳材料的中子经济性分析

对候选耐事故包壳材料304SS、310SS、FeCrAl、APMT和SiC进行中子经济性分析。结果表明,中子经济性由高到低排序为:SiC>Zr>FeCrAl>APMT>304SS>310SS;为达到与Zr包壳相同的燃耗寿期[60000MW·d/t(U)],铁基合金包壳厚度取0.4mm且保持包壳外径不变时,燃料富集度增加量不超过0.5%,而SiC在包壳厚度不变的情况下富集度降低约0.12%。

FeCrAl合金包壳的冷轧退火织构及力学性能

利用光学显微镜、背散射电子衍射、万能拉伸机等手段,对FeCrAl包壳管冷轧过程中及成品管的显微织构及力学性能进行了研究。研究表明,中间热处理对变形组织的影响较大。在700～800℃范围内对冷轧管坯进行热处理后,FeCrAl包壳材料形成强烈的〈111〉//ND方向的γ织构。随着轧制道次的增加,FeCrAl包壳管再结晶更容易发生,晶粒逐渐变得均匀细小,综合力学性能也得到改善并利于冷轧加工。成品管具有细晶组织和良好的综合力学性能。

锆合金表面Cr涂层的循环热冲击行为

为了研究锆合金表面Cr涂层的循环热冲击行为,使用自研的热冲击设备模拟循环热冲击环境,针对多弧离子镀技术制备的Cr涂层进行不同循环次数的热冲击试验。通过X射线衍射仪(XRD)和显微硬度计分别分析热冲击前后的物相变化和硬度变化,采用扫描电镜(SEM)和能谱仪(EDS)探究Cr涂层的表面破坏行为。循环热冲击过程中,Cr涂层生成的氧化层有“自愈”效果,可以有效阻挡O进入锆合金基体,同时诱发Cr-Zr中间层的非均匀扩散。大量Cr元素的内部扩散会促使α-Zr(O)的生成。热冲击生成的裂纹大量分布于外部氧化层、非均匀扩散的中间层以及α-Zr(O)层。经过N=24次循环热冲击后,残余的Cr涂层仍然可以有效保护锆合金基体,避免Zr与大量O反应。通过将锆合金表面Cr涂层的循环热冲击行为分为三个阶段,进一步揭示了循环热冲击作用下锆合金Cr涂层的组织结构和抗热冲击性能的演变规律。

常温C^(4+)辐照对多晶HIP-SiC力学性能的影响

热等静压(HIP)法具有提高材料致密度、抑制晶粒生长、避免晶粒取向等优点,常用于制备多晶6H-SiC材料。为探究HIP法制备的多晶6H-SiC辐照损伤特性,评价HIP工艺下碳化硅材料作为耐事故燃料包壳的可行性,以多晶6H-SiC为研究对象,分析样品辐照前后的性能、结构等变化。为防止其他元素对实验造成影响,实验采用的辐照离子为C ^(4+),辐照剂量为1.8 dpa和5 dpa,并设置1组未辐照样品作对比。通过运用SEM、纳米压痕、XRD、拉曼光谱等测试分析多晶6H-SiC在离子辐照前后表面特征和性能参数的变化。研究结果表明,样品材料元素成分占比无明显变化,而硬度略有下降,晶格呈现损伤现象,但辐照很快趋于饱和且结构上未发生改变。因此从离子辐照方面分析,整体上HIP制备的多晶6H-SiC抗辐照能力较强,具有作为未来事故容错燃料基体的可能性。

锆合金表面高熵合金涂层研究进展

作为水堆燃料组件主要材料的锆合金在失水事故条件下会发生严重的锆水反应,影响反应堆安全。在锆合金表面沉积耐高温蒸汽氧化的涂层,将其与高温蒸汽隔离以避免直接接触,是耐事故燃料包壳发展的主要方向之一。高熵合金涂层利用了多主元合金材料的诸多性能优势,近年来受到了国内外研究者的广泛关注。本文对锆合金表面高熵合金涂层的研究进展进行介绍,主要包括涂层的结合力、高温高压水腐蚀、高温蒸汽氧化及离子辐照性能方面,并提出锆合金表面高熵合金涂层研究工作中存在的问题及展望。

中子辐照对Cr涂层锆合金力学性能的影响

为研究中子辐照对Cr涂层锆合金力学性能的影响,获得Cr涂层锆合金的辐照性能数据,本文针对多弧离子镀技术制备的Cr涂层锆合金开展了中子辐照考验,通过拉伸试验过程实时观测试样力学行为变化并对试验后断口微观形貌进行分析,研究了辐照后Cr涂层锆合金的力学性能以及涂层与基体的结合能力。结果表明:中子辐照导致Cr涂层锆合金的抗拉强度和屈服强度升高,断后伸长率下降,表现出与商用锆合金相似的辐照强化效应。同时Cr涂层与无涂层锆合金相比,其屈服强度和抗拉强度升高但塑性变形能力降低。另一方面,Cr涂层在拉伸变形量较大时产生环向裂纹,但未从基体表面剥落,中子辐照未对涂层结合强度产生明显的影响,受力过程中涂层仍保持了完整性。