耐事故燃料包壳涂层材料研究现状
ATF研发的一些问题与分析
ATF研发的一些问题与分析作者：赵瑞瑞，王虹来源：《中小企业管理与科技·上中下旬刊》 2017年第5期赵瑞瑞，王虹（中核北方核燃料元件有限公司，内蒙古包头014035）摘要本文介绍了ATF 燃料的基本要求与国际及国内ATF 燃料芯块和包壳的研发现状，分析了目前ATF 研发存在的关于研究目标、技术路线及应用目标的主要问题，重点阐述了对ATF 燃料研发的一些建议与思考。
关键词核燃料；事故容错；包壳；芯块【中图分类号】U463 【文献标志码】A 【文章编号】1673-1069（2017）05-0170-02【作者简介】赵瑞瑞（1986—），女，河北张家口人，工程师，从事核燃料、材料加工研究。
1 ATF 燃料的基本要求和研究方向ATF 燃料的研发，是以反应堆正常和事故工况下燃料的行为和失效机理为根本出发点，以从根本上克服UO2-Zr 燃料的缺点为目标，同时不能削弱UO2-Zr 燃料的现有优势。
1.1 ATF 包壳材料的研发方向改进型锆合金，利用先进材料及工艺对锆合金包壳进行涂覆以增强其性能，涂层包括SiC、MAX 相及其他；陶瓷基复合材料，包括SiC 复合包壳、MAX 相材料等；盂金属包壳，FeCrAl 合金和Mo 合金等难熔金属。
1.2 ATF 芯块材料的研发方向新型UO2 燃料，即对UO2 燃料进行改进，使其符合ATF 的特征；铀合金，例如U-Mo 合金、U-Zr 合金等；高密度陶瓷芯体，包括U3Si2、UN 等；榆全陶瓷微封装（FCM）芯体。
1.3 ATF 燃料的研发方向综合考虑安全性、经济性和技术风险，一般认为基于现有UO2-Zr 合金包壳系统发展的改进型UO2 芯块和改进型锆合金包壳由于技术风险和成本较低，是有望在近期得到应用的ATF 技术。
而陶瓷基包壳、FCM 燃料、高铀密度芯块等具有较高技术风险和成本压力，但属于具有显著性能优势的未来ATF 技术。
2 ATF 燃料的研究现状及存在的问题2.1 ATF 燃料研究现状2.1.1 ATF 燃料总体研发现状从一些资料来看，世界范围内针对ATF 燃料的材料开发与系统评价研究在短时间内得到了迅速发展，目前针对ATF包壳和芯块已经形成了多种候选技术方案，相应的可行性评估、材料工艺优化、性能验证及辐照考验工作正在开展，形成了涵盖近期、中远期的发展与应用路线图。
应用于事故容错燃料组件的高熵合金涂层研究进展
应用于事故容错燃料组件的高熵合金涂层研究进展
事故容错燃料组件是核电厂的重要设备，用于防止核事故的发生。
其中涂层技术应用
于此类组件上，可以有效地提高其抗腐蚀性和耐热性等性能。
高熵合金是一种新型的材料，具有良好的力学性能和抗腐蚀性能，在事故容错燃料组件上应用涂层可能会带来颠覆性的
改变。
本文将介绍高熵合金涂层在事故容错燃料组件上的研究进展。
高熵合金由多种元素组成，其独特的成分和微结构使其具有独特的性能。
高熵合金涂
层的合成通常采用磁控溅射、电弧喷涂和等离子喷涂等方法。
这些方法可以控制涂层成分、微结构和厚度，从而得到理想的涂层。
高熵合金涂层具有优异的抗腐蚀性能。
研究表明，高熵合金涂层在各种介质中具有较
高的电化学稳定性和耐腐蚀性。
例如，FeCoNiCrAlTi合金涂层在不同pH值的NaCl溶液中表现出了优异的耐蚀性。
这些性能使高熵合金涂层在核电厂事故容错燃料组件中具有重要
的应用前景。
高熵合金涂层还具有良好的耐热性。
事故容错燃料组件在高温和放射性气体腐蚀的环
境中工作，因此需要具有良好的耐热性。
高熵合金涂层具有较高的熔点和良好的耐高温性，可以保护事故容错燃料组件在高温环境下的安全运行。
事故容错锆合金包壳涂层材料研究进展
㊀综述㊀«新技术新工艺»综述１㊀事故容错锆合金包壳涂层材料研究进展潘晓龙,邱龙时(西安稀有金属材料研究院有限公司,陕西西安７１００１６)摘㊀要: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,释放出大量氢气和热量,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.至此之后,满足反应堆更高安全裕量设计要求的新型耐事故燃料包壳成为了新的研究热点,锆合金表面涂层作为提高核燃料包壳事故容错能力的重要途径之一,可有效解决失水事故下锆水严重反应的问题,具有经济性好㊁易于实现商业化等优点.综述了近年来国内外核燃料包壳锆合金表面涂层的研究现状,重点阐述了涂层的制备工艺㊁材料种类㊁组织结构以及应用性能间的关系.研究内容为耐事故容错锆合金表面涂层技术的发展提供了重要参考.关键词:核反应堆;锆合金;包壳;失水事故;耐事故容错燃料;涂层中图分类号:T G１７４．４４㊀㊀文献标志码:AR e s e a r c hP r o g r e s s o fC o a t i n g M a t e r i a l o fA c c i d e n t Ｇt o l e r a n t Z i r c o n i u m A l l o y C l a d d i n gs P A N X i a o l o n g ,Q I U L o n gs h i (X i a nR a r eM e t a lM a t e r i a l s I n s t i t u t eC o ．,L t d ．,X i a n７１００１６,C h i n a)A b s t r a c t :I n t h e ２０１１F u k u s h i m an u c l e a r p o w e r p l a n t a c c i d e n t ,t h e z i r c o n i u ma l l o y c l a d d i n gi n t h e r e a c t o r c o r e r e a c t e d v i o l e n t l y w i t hh i g h t e m p e r a t u r ew a t e r v a p o r ,w h i c h g e n e r a t e da l a r g e a m o u n t o f h y d r o g e n a n dh e a t a n d r e s u l t e d i n t h e c o r e m e l t i n g a n dh y d r o g e ne x p l o s i o n ,w h i c hh a dah u g en e g a t i v e i m p a c t o ns o c i e t y an dt h ee n v i r o n m e n t ．F r o mt h e no n ,an e w t y p e o f a c c i d e n t Ｇt o l e r a n t f u e l (A T F )c l a d d i n g s t h a tm e e t s t h ed e s i g nr e q u i r e m e n t so f h i g h e r s a f e t y m a r g i n f o r r e a c t o r sh a s b e c o m i n g an e wr e s e a r c hh o t s p o t ．T h e s u r f a c e c o a t i n g o f z i r c o n i u ma l l o y w a s o n e o f t h e i m p o r t a n tw a y s t o i m p r o v e t h e a c c i Ｇd e n t t o l e r a n c e o f n u c l e a r f u e l c l a d d i n g s ,w h i c h c a n s o l v e t h e r e a c t i o n p r o b l e mb e t w e e n z i r c o n i u ma n d s t e a mu n d e r t h e c o n d i Ｇt i o n so f l o s s o f c o o l a n t a c c i d e n t ,a n dh a v e f e a t u r e s s u c h a s g o o d c o s t p e r f o r m a n c e ,f e a s i b i l i t y i n c o m m e r c i a l i z a t i o n a n d s o o n ．T h e r e s e a r c h p r o g r e s s o f t h ec o a t i n g o nt h es u r f a c eo f z i r c o n i u ma l l o y h a sb e e ns u m m a r i z e d ．T h er e l a t i o n s h i p a m o n g t h e p r e p a r a t i o n t e c h n o l o g y ,m a t e r i a l t y p e ,s t r u c t u r e a n d p r o p e r t i e s o f t h e c o a t i n g w e r e e m p h a s i z e d ．T h e r e s u l t s p r o v i d e d v a l u a Ｇb l e r e f e r e n c e s f o r p r o m o t i n g d e v e l o p m e n t o f t h e c o a t i n g o nn u c l e a r f u e l c l a d d i n g ．K e y wo r d s :n u c l e a rr e a c t o r ,z i r c o n i u m a l l o y ,c l a d d i n g s ,l o s s Ｇo f Ｇc o o l a n t Ｇa c c i d e n t (L O C A ),a c c i d e n t Ｇt o l e r a n tf u e l (A T F ),c o a t i n g ma t e r i a l ㊀㊀在过去５０年间,核工业界不断优化应用于轻水堆(L i gh t W a t e r R e a c t o r s ,L WR s )锆合金包壳 U O ２燃料芯块的燃料体系,以期获得稳定㊁可靠和优异的性能.在日本福岛核事故中,反应堆堆芯核燃料组件中的锆合金包壳在事故条件下与高温水蒸气发生剧烈氧化反应,迅速产生大量的氢气和热量,最终导致反应堆堆芯熔化和氢气爆炸,对社会和环境造成了极大的负面影响.福岛核事故发生以后,核工业界和科学界对于核燃料及包壳材料的安全性和可靠性提出了更高要求,即在确保核燃料组元在维持反应堆正常运行工况条件的同时,能够在事故发生以后相当长的一段时间里维持堆芯的完整性,并提供足够的时间余量来采取事故应对措施,为此开展了事故容错燃料(A c c i d e n t T o l e r a n t F u e l,A T F )的研发,即与标准的U O ２ 锆燃料体系相比较,能够在相当长的一段时间内容忍堆芯失水事故,且在正常工况下维持或是提高燃料性能.A T F 研发必须实现在反应堆正常运行工况下新的燃料组件不因结构调整而降低其运行的经济性,同时避免或延缓在事故条件下出现的蓄热㊁氢爆和有害核素泄漏等问题,这对核燃料与包壳材料的选择和设计提出了极大的挑战,目前研究主要集中在锆合金包壳涂层材料方面.锆合金表面涂层材料选择主要基于以下三原则:１)满足堆内运行工况,具有常规工况下的耐腐蚀㊁抗吸氢和抗辐照性能,中子吸收截面低,传热效率高;２)事故容错性能优异,具有良好的抗水蒸气氧化性能和抗热冲击性能;３)与锆合金兼容性好,如膨胀系数匹配性,涂层与锆合金制备工艺的兼容性等.MA X 相(T i ２Al C )㊁S i C ㊁F e C r A l 等均具有良好的抗水蒸气氧化性能,金属涂层如F e C r A l ㊁３１０S S ㊁C r 在氧化过程中形成了C r ２O ３㊁A l ２O ３保护膜,阻碍了氧㊀新技术新工艺㊀２０１９年㊀第１２期㊀２㊀«新技术新工艺»综述化过程的进行.在涂层制备过程中,为降低对锆合金基体材料的影响,尽量选择低温工艺,以保证在涂层失效的情况下锆合金基体在堆内工况下依然能保持良好的完整性.由于锆合金如Z r ＧN b 系合金的最终退火通常在６００ħ以下,这就限制了很多涂层的制备方法,如何选择和控制涂层制备工艺,在不影响锆合金基体材料性能的基础上制备出良好的涂层是当前研究的重点.１㊀锆合金包壳涂层制备方法为使锆包壳涂层在事故工况下仍能提供有效保护,涂层须均匀㊁密实,并具有良好的耐高温氧化性能.因此,涂层质量控制至关重要,特别是膜基结合力和涂层致密度,而这依赖于所采用的沉积技术和工艺参数.一般而言,涂层沉积温度应低于锆包壳的最终退火温度约５００ħ,以避免锆合金基体微观组织的变化.１．１㊀热喷涂热喷涂包括火焰喷涂㊁电弧喷涂和等离子喷涂等.涂层与基体之间主要靠机械结合,界面的结合强度相对较低,因而耐冲击性能不好.在热喷涂过程中,会存在粉末氧化㊁相变㊁脱碳或改变原始粉末的物理和化学性质等问题,同时也会对基体产生不良的热影响,等离子喷涂涂层孔隙率低,涂层与基体间结合强度较高,但等离子喷涂更适合镀厚膜,对锆合金包壳表面几十微米薄的涂层制备控制较难.１．２㊀冷喷涂冷喷涂是在低温状态下通过高速粉末颗粒撞击基体时发生强塑性变形而形成涂层.冷喷涂工艺具有沉积温度低㊁对基体热影响小㊁分布均匀以及涂层基本无氧化现象等优点.西安交通大学㊁中科院宁波材料所均开展了冷喷涂工艺研究和涂层性能表征方法研究,冷喷涂实现几十微米的薄涂层有一定难度,且冷喷涂过程中,涂层颗粒高速沉积对薄壁锆管变形的影响还有待探究.冷喷涂对粉末颗粒尺寸和杂质含量有一定要求,目前,国内外MA X 相材料粉末制备工艺较成熟,可尝试采用冷喷涂工艺进行锆合金表面涂层工艺探索.１．３㊀物理气相沉积(P V D )目前,常用物理气相沉积法主要为磁控溅射和离子镀.磁控溅射的成膜效果好,基体温度低,膜的粘附性强,尤其适用于大面积镀膜.磁控溅射过程中的基体温度是涂层微观结构和性能的一个最重要影响因素,合适的基体温度能提高薄膜的附着力和沉积速度.采用磁控溅射技术制备的膜层质量好,但沉积速率低,膜层相对薄,涂层残余应力大.采用磁控溅射法进行锆包壳表面涂层制备的可行性还有待进一步探究.电弧离子镀具有涂层质量好㊁沉积速率高㊁绕射性强㊁可以大面积沉积等优点.该工艺的不足使沉积过程易产生喷射颗粒,影响膜层质量,可采用磁场过滤等技术来改善.国内黄鹤等[１]对比了磁控溅射和多弧离子镀C r 涂层高温抗氧化性能的差异.结果显示,磁控溅射和多弧离子镀C r 涂层均能显著提高锆合金的高温抗氧化性能;磁控溅射C r 涂层表面光滑㊁致密,但涂层表面存在一定数量的孔洞,氧化７h 后涂层表面出现裂纹;与磁控溅射C r 涂层相比,多弧离子镀C r 涂层不再有单一的(２１１)择优取向,C r 涂层厚度均匀,表面平整,膜/基界面分明,孔洞相对较少,氧化７h 后涂层表面依然致密,单位面积氧化增重相比磁控溅射C r 涂层减少,高温抗氧化性能亦优于磁控溅射C r 涂层.２㊀锆合金包壳陶瓷涂层陶瓷涂层是目前锆合金表面涂层重点研究方向之一,主要包括MA X 相㊁碳化物㊁氮化物和氧化物等,具有优异的抗辐照㊁抗氧化㊁耐腐蚀和耐磨损等性能.２．１㊀MA X 相材料MA X 相材料是一种新型的三元陶瓷材料,其微观结构具有典型的层状特征,兼具陶瓷和金属材料的性能优势,如良好的导热性和导电性,高的弹性模量和高温强度,易于机械加工,密度小,抗热振动,不易弯曲,较低的热膨胀系数,具有各向异性的力学性能和各向同性的热学性能.美国威斯康辛星大学B ．R．M a i e r 等[２]采用冷喷涂技术在Z r Ｇ４合金表面制备了T i ２A l C 涂层,同时存在少量的T i ３A l C ２㊁T i A l ２和T i C 相,涂层厚度约为９０μm .结果表明,涂层与锆基体之间结合力＞５０N ,涂层的硬度(约８００H K )相比于Z r Ｇ４合金(约１８０H K )提高了４倍;美国德雷塞尔大学D．J ．T a l l m a n 等[３]研究了温度在１１００~１３００ħ范围时,MA X 相材料T i ３S i C ２和T i ２Al C 与Z r Ｇ４合金的反应性.结果显示,S i 和A l 的扩散厚度均符合抛物线定律,且都形成了Z r ＧS i ㊁Z r ＧA l 金属间化合物,但S i 扩散至Z r Ｇ４合金的速率比A l 扩散少一个数量级.D．J ．T a l l m a n 等[４]对T i ３S i C ２和T i ２Al C 材料在中子辐照过程中的缺陷演化行为进行了研究,表明作为高温核能应用的MA X 相涂层候选材料,T i ３S i C ２比T i ２Al C 表现出更好的前景.目前,国内㊀综述㊀«新技术新工艺»综述３㊀也已开展了对不同涂层材料㊁不同涂层工艺的前期探索研究工作.中科院宁波材料所冯宗建等[５]采用直流磁控溅射工艺制备了T i ２Al C 涂层,并对涂层成分控制进行了研究.上海应用物理研究所黄庆[６]等对MA X 相材料T i ３S i C ２和T i ３A l C ２的抗辐照性能进行了研究.结果显示,室温下T i ３A l C ２的抗辐照性能优于T i ３S i C ２,且２种MA X 相材料在６００ħ的辐照稳定性均优于室温.２．２㊀氮化物涂层氮化物具有高硬度㊁高熔点和高热导率,以及优异的耐腐蚀性能等优点,制备方法主要包括有电弧离子镀㊁脉冲激光沉积和冷喷涂等.美国德克萨斯A&M 大学F ．K h a t k h a t a y 等[７]对Z r Ｇ４合金包壳管表面T i N 和T i A l N 涂层在超临界水中(５００ħ㊁２５M P a ㊁４８h )腐蚀行为的研究发现,氮化物涂层通过形成致密的保护膜,可显著提升Z r Ｇ４合金包壳管的抗氧化和抗腐蚀性能.美国宾夕法尼亚州立大学E ．A l a t 等[８]采用阴极电弧沉积在Z I R L O 合金制备T i A l N 涂层,对３６０ħ㊁７２h 水蒸气环境下包壳管腐蚀行为研究发现,A l 元素扩散至表面形成A l ２O ３保护膜,阻碍氧化的进行.加拿大恰克河实验室K．D a u b 等[９]研究了C r N ㊁T i A l N和A l C r N 涂层对Z r Ｇ４合金腐蚀和吸氢行为的影响.C r N ㊁T i A l N 涂层使Z r Ｇ４合金管在水和蒸汽环境下腐蚀速率降低,致吸氢速率减小约２个数量级.A l C r N 涂层由于自身结合性能较差和涂层开裂等原因,未起到增强效果.国内中山大学M a 课题组[１０]采用多弧离子镀在Z r Ｇ７０２合金上制备T i A l ＧC r N 涂层,并对氧化性能和腐蚀性能进行了研究.试验发现,１０６０ħ㊁１h 空气环境下氧化后,在涂层表面形成致密氧化膜,阻碍氧向基体的扩散,氧化锆层厚度由未作涂层保护时的３００μm 减小至１０μm .２．３㊀其他陶瓷涂层碳化物具有优异的堆内和堆外综合性能,目前S i C ㊁Z r C 已成功应用于高温气冷反应堆中,均表现出良好的辐照稳定性.研究表明,S i C 抗氧化性能优异,是替代锆合金包壳的候选材料之一.但有研究指出,S i C 在３６０ħ高压水环境下会形成S i (O H )４,降低对基体的保护作用,在水蒸气氧化和淬火过程中,由于S i C 与锆合金(βＧZ r )膨胀系数相差较大,S i C 涂层出现开裂和剥落现象.为解决上述问题,韩国原子能研究院J ．W．P a r k 等[１１]提出采用离子束混合沉积的方式进行多次沉积,以填补S i C 涂层开裂所出现的空隙,在高温条件下,S i C 与锆合金相互扩散并发生反应,反应产物主要有Z r ３S i ㊁Z r ５S i ３C ㊁Z r ２S i 和Z r C 等.３㊀锆合金包壳金属涂层锆合金表面金属涂层主要包括C r ㊁C r A l 和F e ＧC r A l 等,其抗氧化性能主要依靠氧化产物C r ２O ３或A l ２O ３形成致密的保护膜,阻碍氧扩散至基体,从而降低包壳管的氧化速率.锆合金表面金属涂层的制备方法主要有物理气相沉积㊁化学气相沉积㊁磁控溅射㊁离子喷涂和激光涂覆等.３．１㊀C r 涂层同MA X 相涂层相比,C r 涂层原材料制备工艺相对简单,可采用多种工艺.C r 与基体锆合金同为金属材料,热膨胀行为较为接近,理论上有着较好的抗热冲击性能.目前,法国和韩国都已开展了锆合金C r 涂层包壳的研究工作,在C r 涂层技术上走在世界前列.韩国原子能研究院H．G．K i m 等[１２]采用３D 激光涂层技术制备了锆合金表面C r 涂层,涂层厚度为９０μm .研究表明,由于中间扩散层的形成,Z r Ｇ４合金与C r 涂层间具有优异的粘附性.韩国原子能研究院J ．H．P a r k 等[１３]采用电弧离子镀技术在Z r Ｇ４合金表面制备了C r 涂层,１２００ħ㊁２０００s 水蒸气环境中的氧化试验结果表明,涂层锆合金的高温抗氧化性能明显强于锆合金基体,且C r 涂层锆包壳具有更优异的延展性.J ．B i s c h o f f 等[１４]对比了镀C r和未镀C r 的M ５包壳管在３６０ħ㊁含有７０p pm L i 水环境下氧化增重行为,结果发现未镀C r 的M ５包壳管经１４０天后氧化增重骤增,而外侧镀C r 的M ５包壳管未出现明显增重行为,且未观察到失重以及C r 溶解行为,由此表明,C r 涂层可提高锆合金在富L i 介质中耐腐蚀行为,提高运行的灵活性.美国威斯康辛大学麦迪逊分校B ．M a i e r 等[１５]采用冷喷涂在Z r Ｇ４合金和Z I R L O 包壳管上沉积C r 涂层,分别在１３００ħ空气环境下以及４００ħ㊁１０．３M P a 水蒸气环境下考察了涂层/基体的抗氧化性能.结果显示,２种试验条件下,C r 涂层均起到了有效防护作用,锆合金的氧化程度得到有效缓解.此外,乌克兰A．S ．K u pr i n 等[１６]采用阴极电弧蒸镀技术在锆合金E １１０表面制备了C r 涂层,涂层厚度５μm .离子辐照试验结果显示,在２５d p a 离子辐照条件下,C r 涂层晶粒尺寸从２５０n m 增加到２９５n m .辐射诱导空洞的大小随辐照剂量的增加而增大.５d p a 辐照下肿胀０．１６％,２５d p a 辐照下肿胀达到０．６６％,比目前反应堆用包壳材料的肿胀低１个数量级.㊀新技术新工艺㊀２０１９年㊀第１２期㊀４㊀«新技术新工艺»综述３．２㊀C r A l 涂层韩国国立韩巴大学J ．M．K i m 等采用激光熔覆技术在Z r Ｇ４合金表面沉积C r A l 涂层,涂层厚度约３００μm .经１１００ħ热处理１０m i n 后,导致固相间溶质扩散,形成中间相金属化合物,并且在富Z r 区域容易形成Z r 的氧化物,诱导涂层开裂,降低Z r 合金性能.美国伊利诺伊大学Z h o n g 等[１７]比较了７００ħ㊁水蒸气环境下Z r Ｇ２合金基体上C r 涂层和不同A l 含量C r A l 涂层的抗氧化能力.２０h ㊁７００ħ高温水蒸气氧化试验结果显示,尽管C r A 涂层厚度仅有约１μm ,但对锆合金基体仍可起到有效防护作用;随着A l 含量的增加,C r A l 涂层氧化增重减小.３．３㊀F e C r A l 涂层W a n g 等[１８]采用等离子喷涂在Z r Ｇ４合金包壳管表面制备了F e C r A l 涂层和C r 涂层,并进行模拟失水事故试验.结果显示,C r 涂层具有更为优异的抗氧化性能,C r 涂层表面生成致密C r ２O ３氧化层可阻碍O 元素扩散;相比之下,F e C r A l 涂层由于元素向内扩散,对包壳管起到的保护作用相对较弱.美国伊利诺斯州大学Z h o n g 等[１９]采用磁控溅射方法在Z r Ｇ２合金制备了不同成分构成的F e C r A l 涂层,发现随A l 含量的增加,涂层的抗水蒸气氧化性能随之增强,主要产物包括有F e ２A l O ４㊁F e A l ２O ４㊁F e ３A l ㊁F e A l 等相;涂层的耐腐蚀性能(２８８ħ㊁９．５M P a )劣于锆合金基体,其原因在于腐蚀产物F e A l㊁F e ２N i O ４(N i 来源于反应釜)不具备保护锆合金基体的作用,腐蚀液中还可能存在其他腐蚀产物,如F e (O H )２㊁F e (O H )３㊁A l (O H )３等.因此,应适当降低F e C r A l 中A l 元素的含量,使C r ２O ３成为主要氧化产物,以提高涂层的耐腐蚀性能.此外,韩国原子能研究院D．J ．P a r k 等[２０]亦提出采用M o 中间层的方式阻挡高温下F e C r A l 涂层和Z r 合金基体间的互扩散行为,以提高F e C r A l /M o 涂层在失水事故下锆合金包壳管的力学性能.４㊀锆合金包壳复合涂层А．S ．K u pr i n 等[２１]采用真空电弧离子镀在E １１０管材和Z r Ｇ１％N b 管材表面制备了C r ＧZ r /C r /C r ＧN多层复合涂层.结果表明,多层复合涂层与２种锆合金基体结合紧密,经１１００ħ㊁１h 空气氧化后,涂层表面形成厚度约５μm 的致密C r O 和C r ２O ３氧化层,锆合金管材未发生明显变化;相反,未镀涂层的锆合金管材已发生严重变形,表面Z r O ２层的厚度ȡ１２０μm ,并且氧化层发生开裂和剥落.韩国原子能研究院H．G．K i m 等[２２]结合电弧离子镀和三维激光熔覆技术在Z r Ｇ４合金表面制备F e C r A l /C r/O D S 复合涂层,其中,采用电弧离子镀制备C r 涂层厚度１０μm ,而借助三维激光熔覆技术制备的F e ＧC r A l 和O D S 层厚度分别为７５和１００μm .F e ＧC r A l /C r /O D S 复合涂层在模拟正常工况和事故工况下均展现出了良好的耐腐蚀和抗氧化性能,在剧烈变形㊁腐蚀和氧化条件下,涂层与基体间仍结合完好,无剥落现象发生.上海交通大学J i n 等[２３]采用高速火焰喷涂的方法在Z r Ｇ２．５N b 合金表面制备C r ３C ２ＧN i C r 涂层,涂层厚度２５０μm .７００~１０００ħ氧化试验结果表明,C r ３C ２ＧN i C r 涂层对锆合金基体起到了有效保护作用.但在４００ħ/１０．３M P a㊁７２h 腐蚀增重结果显示,镀有涂层的样品大于未镀涂层的样品,分析认为双金属效应加剧了基体的腐蚀.国家电投集团王晓婧等[２４]采用磁控溅射沉积技术在锆合金基体表面制备了S i C /C r 涂层.经过１２００ħ高温水蒸气试验后,涂有单层S i C 的锆合金样品涂层有脱落现象,锆合金基体裸露在外面;涂有S i C /C r 复合涂层的锆合金样品经过高温水蒸气氧化后,表面涂层脱落较少,只有少量基体裸露在外面,说明C r 作为中间过渡层在一定程度上能明显改善涂层与基体的结合力.５㊀结语锆合金包壳涂层材料选择上要考虑特殊的应用环境,首先,涂层材料要改善锆包壳的抗高温氧化性能.事故条件下,涂层锆包壳应表现出明显低的氧化速率,能在其表面形成一层致密而稳定的保护膜,阻止或延缓氧化的进一步加剧,从而阻止锆包壳因氧化疏松而破损.在选择锆包壳涂层材料时,除了考虑必备的高温抗氧化性,还需要考察候选材料的熔点㊁导热性和温度梯度下的力学性能,以及它的中子经济性等.考虑与锆合金的相容性,若涂层材料在高温氧化反应时能在包壳表面形成陶瓷氧化膜则更稳定.金属C r 和MA X 相材料在高温氧化后能形成致密的保护膜,是有应用前景的锆包壳涂层候选材料.锆合金包壳表面涂层研究作为耐事故燃料发展的一个主要方面,具有制造经济性好㊁易于实现商业化等优点.作为涂层候选材料,T i ＧA l ＧC 系MA X 相材料和金属C r 应用前景较好.锆合金包壳涂层材料和涂层工艺的选择是一个复杂的过程,需要根据后续涂层关键应用性能研究结果进行反复验证.总而言之,国际上关于锆合金表面涂层技术研究还没㊀综述㊀«新技术新工艺»综述５㊀有完全成熟,处于多方探索和不断论证阶段,这也为我国锆合金表面涂层技术研究带来了机遇和挑战.参考文献[１]黄鹤,邱长军,陈勇,等．锆合金表面磁控溅射与多弧离子镀C r 涂层的高温抗氧化性能[J ]．中国表面工程,２０１８(２):５１Ｇ５８．[２]M a i e r BR ,G a r c i a ＧD i a z BL ,H a u c hB ,e t a l ．C o l d s p r a yd e p o s i t i o no fT i ２Al Cc o a t i n g s f o r i m p r o v e dn u c l e a r f u e l c l a d Ｇd i n g [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１５,４６６:７１２Ｇ７１７．[３]T a l l m a nDJ ,Y a n g J ,P a nL ,e t a l ．R e a c t i v i t y o f Z i r c a l o yＧ４w i t hT i ３S i C ２a n dT i ２A l Ci nt h e１１００~１３００ħt e m p e r a t u r e r a n ge [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１５,４６０:１２２Ｇ１２９．[４]T a l l m a nDJ ,H eL ,G a r c i a ＧD i a zB L ,e ta l ．Ef f e c to f n e u t r o n i r r a d i a t i o n o n d e f e c t e v o l u t i o n i nT i ３S i C ２a n dT i ２Al C [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１６,４６８:１９４Ｇ２０６．[５]F e n g ZJ ,K ePL ,H u a n g Q ,e t a l ．T h e s c a l i n g be h a v Ｇi o r a n dm e c h a n i s mo fT i ２A l C MA X p h a s e c o a t i n g s i n a i r a n d p u r e w a t e rv a p o r [J ]．S u rf a c ea n d C o a t i ng s T e ch n o l o g y ,２０１５,２７２:３８０Ｇ３８６．[６]H u a n g Q ,L i uR ,L e iG ,e ta l ．I r r a d i a t i o nr e s i s t a n c eo f M A X p h a s e sT i ３S i C ２a n dT i ３A l C ２:C h a r a c t e r i z a t i o n a n d c o m p a r Ｇi s o n [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１５,４６５:６４０Ｇ６４７．[７]K h a t k h a t a y F ,J i a oL ,J i a nJ ,e t a l ．S u pe r i o r c o r r o s i o n r e s i s t a n c e p r o p e r t i e s o fT i N Ｇb a s e d c o a t i n g s o nZ i r c a l o yt u b e s i ns u p e r c r i t i c a l w a t e r [J ]．J o u r n a lo f N u c l e a r M a t e r i a l s ,２０１４,４５１:３４６Ｇ３５１．[８]A l a t E ,M o t t aAT ,C o m s t o c kRJ ,e t a l ．C e r a m i c c o a t Ｇi n g f o r c o r r o s i o n (c ３)r e s i s t a n c e o f n u c l e a r f u e l c l a d d i n g [J ]．S u r f a c e a n dC o a t i n g sT e c h n o l o g y ,２０１５,２８１:１３３Ｇ１４３．[９]D a u bK ,N i e u w e n h o v eRV ,N o r d i nH．I n v e s t i ga t i o n o f t h e i m p a c t o f c o a t i n g s o n c o r r o s i o n a n d h y d r o g e n u p t a k e o f Z i r c a l o y Ｇ４[J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１５,４６７:２６０Ｇ２７０．[１０]M aXF ,W uY W ,T a n a J ,e t a l ．E v a l u a t i o no f c o r r o Ｇs i o na n do x i d a t i o nb e h a v i o r s o fT i A l C r Nc o a t i n gs f o r n u c l e a r f u e l c l a d d i n g [J ]．S u r f a c ea n dC o a t i n g sT e c h n o l o g y ,２０１９,３５８:５２１Ｇ５３０．[１１]P a r k JW ,K i mJU ,P a r k JY ．I o nb e a m m i x e d o x i d a t i o np r o t e c t i v e c o a t i n g o nZ r y Ｇ４c l a d d i n g [J ]．N u c l e a rI n s t r u m e n t s a n dM e t h o d s i nP h ys i c sR e s e a r c hB ,２０１６,３７７:１２Ｇ１６．[１２]K i m H G ,K i mIH ,J u n g YI ,e t a l ．A d h e s i o n p r o pe r Ｇt y a n dh i g h Ｇt e m p e r a t u r e o x i d a t i o nb e h a v i o r o fC r c o a t e dZ i r Ｇc a l o y Ｇ４c l a d d i n g t u b e p r e p a r e db y ３D l a s e r c o a t i n g [J ]．J o u r Ｇn a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１５,４６５:５３１Ｇ５３９．[１３]P a r kJH ,K i m H G ,P a r kJY ,e t a l ．H i g ht e m pe r a Ｇt u r e s t e a m Ｇo x i d a t i o nb e h a v i o ro fa r c i o n p l a t e dC rc o a t i n gs f o r a c c i d e n t t o l e r a n t f u e l c l a d d i n g s [J ]．S u r f a c e a n dC o a t i n g s T e c h n o l o g y,２０１５,２８０:２５６Ｇ２５９．[１４]B i s c h o f fJ ,D e l a f o y C ,V a u gl i n C ,e ta l ．A R E V A N P se n h a n c e da c c i d e n t Ｇt o l e r a n tf u e ld e v e l o pm e n t s :F o c u s o n C r Ｇc o a t e d M ５c l a d d i n g [J ]．N u c l e a r E n g i n e e r i n g a n d T e c h n o l o g y,２０１８,５０:２２３Ｇ２２８．[１５]M a i e rB ,Y e o m H ,J o h n s o nG ,e t a l ．D e v e l o pm e n t o f c o l d s p r a y c h r o m i u mc o a t i n g s f o r i m pr o v e da c c i d e n t t o l e r a n t z i r c o n i u m Ｇa l l o y c l a d d i n g [J ]．J o u r n a lo fN u c l e a r M a t e r i a l s ,２０１９,５１９:２４７Ｇ２５４．[１６]K u p r i nAS ,B e l o u sV A ,V o ye v o d i nV N ,e t a l ．I r r a Ｇd i a t i o n r e s i s t a n c e of v a c u u ma r c c h r o m i u mc o a t i ng s f o r z i r c o Ｇn i u ma l l o y f u e l c l a d d i n g s [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a r M a t e r i a l s ,２０１８,５１０:１６３Ｇ１６７．[１７]Z h o n g W ,M o u c h eP A ,H e u s e rBJ ．R e s p o n s eo fC r a n dC r ＧA l c o a t i n g so nZ i r c a l o y Ｇ２t oh i g ht e m pe r a t u r es t e a m [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１８,４９８:１３７Ｇ１４８．[１８]W a n g Y ,Z h o u W ,W e nQ ,e t a l ．B e h a v i o ro f p l a s m a s p r a y e dC r c o a t i n g s a n dF e C r A l c o a t i n g s o nZ r f u e l c l a d d i n g u n d e r l o s s Ｇo f Ｇc o o l a n ta c c i d e n tc o n d i t i o n s [J ]．S u r f a c ea n d C o a t i n g sT e c h n o l o g y,２０１８,３４４:１４１Ｇ１４８．[１９]Z h o n g W ,Mo u c h ePA ,H a nX ,e t a l ．P e r f o r m a n c e o f i r o n Ｇc h r o m i u m Ｇa l u m i n u ma l l o y s u r f a c e c o a t i n g s o nZ i r c a l o y ２u n d e rh i g h Ｇt e m p e r a t u r es t e a m a n d n o r m a lB WR o p e r a t i n gc o nd i t i o n s [J ]．J o u r n a l o fN u c le a rM a t e r i a l s ,２０１６,４７０:３２７Ｇ３３８．[２０]P a r kDJ ,K i m H G ,J u n g YI,e t a l ．B e h a v i o ro f a n i m p r o v e dZ rf u e lc l a d d i n g w i t h o x i d a t i o nr e s i s t a n tc o a t i n g u n d e r l o s s Ｇo f Ｇc o o l a n t a c c i d e n t c o n d i t i o n s [J ]．J o u r n a l o fN u Ｇc l e a rM a t e r i a l s ,２０１６,４８２:７５Ｇ８２．[２１]K u p r i nАS ,B e l o u sV А,V o ye v o d i nV N ,e t a l ．V a c Ｇu u m Ｇa r c c h r o m i u m Ｇb a s e d c o a t i n gs f o r p r o t e c t i o n o f z i r c o n i u m a l l o y s f r o mt h e h i g h Ｇt e m p e r a t u r e o x i d a t i o n i n a i r [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１５,４６５:４００Ｇ４０６．[２２]K i m H G ,K i mIH ,J u n g YI ,e t a l ．O u t Ｇo f Ｇpi l e p e r Ｇf o r m a n c e o f s u r f a c e Ｇm o d i f i e dZ r c l a d d i n gf o r a c c i d e n t t o l e r a n t f u e l i nL WR s [J ]．J o u r n a l o fN u c l e a rM a t e r i a l s ,２０１８,５１０:９３Ｇ９９．[２３]J i nD ,Y a n g F ,Z o uZ ,e t a l ．As t u d y of t h e z i r c o n i u m a l l o yp r o t e c t i o nb y C r ３C ２ＧN i C rc o a t i ng f o rn u c l e a rr e a c t o r a p p l i c a t i o n [J ]．S u r f a c ea n d C o a t i n g s T e ch n o l o g y ,２０１６,２８７:５５Ｇ６０．[２４]王晓婧,刘艳红,冯硕,等．锆合金表面磁控溅射制备S i C ＧC r 复合涂层的研究[J ]．真空科学与技术学报,２０１８(４):３３２Ｇ３３８．作者简介:潘晓龙(１９７９Ｇ),男,高级工程师,硕士,主要从事稀有金属材料研发及表面改性等方面的研究.收稿日期:２０１９Ｇ０８Ｇ１６责任编辑㊀郑练。
金属材料表面涂层技术的研究现状与应用
金属材料表面涂层技术的研究现状与应用随着现代工业的发展，金属材料的应用范围越来越广泛，但是常规的金属制品往往存在着问题，例如耐腐蚀性、硬度等方面的不足。
针对这些问题，表面涂层技术的应用成为了一种解决方案。
本文将介绍金属材料表面涂层技术的研究现状及应用，并探讨其未来发展趋势。
一、表面涂层技术的研究现状1. 传统表面涂层技术传统表面涂层技术包括喷涂、电镀、热喷涂等。
喷涂技术能够将涂料均匀地喷涂在工件表面上，形成均匀的涂层，但其粘附力和硬度不如其他技术。
电镀技术能够制造出高耐腐蚀性和高制品表面光洁度的涂层，但有害物质排放问题。
热喷涂技术可以制备出厚膜、高压强度的涂层，但因技术复杂，造价高昂。
2. 新兴表面涂层技术新兴表面涂层技术包括VPP技术、PECVD技术、ALD技术和微波辐射等。
VPP技术能够在常温下实现均匀涂层，具有高度的粘附力和优异的机械性能，但材料选择受限。
PECVD技术能够实现化学反应性涂层，生成具有高密度和高质量的薄膜，但衬底温度要求高。
ALD技术能够实现原子尺度下的修饰和涂覆，制备出均匀、致密、可控的薄膜，为材料设备尺寸和复杂度提供了更广泛的适用性。
二、表面涂层技术的应用1. 材料耐腐蚀方面的应用表面涂层技术可以使金属材料具备更好的耐腐蚀性。
例如，在海洋环境或板材淋浴场所使用的不锈钢凝凝衣，表面涂层能够形成致密的氧化皮，保护不锈钢表面。
表面涂层技术还可以在高温、高压和酸碱性等苛刻环境下保护材料。
2. 摩擦减少和磨损防护方面的应用表面涂层技术还可以实现金属材料的摩擦减少和磨损防护。
例如，汽车发动机活塞环表面涂层，不仅能够防止摩擦产生的热量和磨损，还能够提高发动机效率。
表面涂层技术也可以使冲压模具具有更好的耐磨性和寿命。
三、表面涂层技术未来的发展趋势1. 减少有害物质排放在环保意识逐渐提高的今天，减少有害物质排放成为了表面涂层技术发展的重要方向之一。
在新的表面涂层技术中，衬底温度和材料选择限制已经逐渐被克服，制备出了更纯净环保的涂层。
Cr_涂层锆合金事故容错燃料包壳材料研究进展
表面技术第52卷第12期研究综述Cr涂层锆合金事故容错燃料包壳材料研究进展严俊，廖业宏，彭振驯，王占伟，李思功，马海滨，薛佳祥，任啟森（中广核研究院有限公司 核燃料与材料研究所，广东 深圳 518000）摘要：自2011年日本福岛核事故后，事故容错燃料成为核电企业和相关科研机构的研究重点，旨在提升反应堆燃料系统的可靠性与安全性。
锆合金包壳表面涂层技术是事故容错燃料研发的短期目标之一，其中，Cr涂层锆合金包壳为当前的主要技术路线。
围绕涂层制备工艺、微观组织以及关键服役性能三方面，对Cr 涂层锆合金的相关研究进展进行了综述。
首先，对比介绍了锆合金表面金属Cr涂层制备工艺及其特点，涵盖了物理气相沉积、冷喷涂和3D激光熔覆等技术，同步介绍了国际核电巨头所采用的制备工艺及相关研发进展。
其次，简单阐述了Cr涂层微观组织特征，重点阐述了正常运行工况下Cr涂层锆合金高温高压水腐蚀性能、高温高压水微动磨蚀性能、高温力学行为和辐照行为，以及事故工况下该材料体系高温内压爆破行为、高温蒸气氧化-淬火行为等，并同步针对其微观辐照机制、高温氧化/腐蚀机制等进行了归纳和深入分析。
最后，对当前研究所存在的问题和未来发展方向进行了归纳分析。
关键词：事故容错燃料；Cr涂层锆合金；腐蚀；氧化；力学性能中图分类号：TG174.4 文献标识码：A 文章编号：1001-3660(2023)12-0206-19DOI：10.16490/ki.issn.1001-3660.2023.12.019Review on Cr-coated Zirconium Alloy Cladding for Accident Tolerant FuelYAN Jun, LIAO Ye-hong, PENG Zhen-xun, WANG Zhan-wei,LI Si-gong, MA Hai-bin, XUE Jia-xiang, REN Qi-sen(Institute of Nuclear Fuel and Materials, China Nuclear Power Technology Research Institute,Guangdong Shenzhen 518000, China)ABSTRACT: After the Fukushima nuclear accident in Japan in 2011, accident tolerant fuels (ATF) have become the research focus of nuclear power enterprises and related scientific research institutions, which aims to improve the reliability and safety of the nuclear reactors. The surface-modified Zr alloy cladding is a short-term goal for research and development of ATF and the Cr-coated Zr alloy cladding has become the current main technical route. Focusing on the preparation techniques, microstructural characteristics, and critical service performance, the related research of Cr-coated Zr alloy cladding was reviewed. Firstly, the various preparation techniques and characteristics of Cr coating on zirconium alloy surface were compared and introduced, including physical vapor deposition, cold spraying, and 3D laser and the preparation techniques and related research and development progress adopted by international nuclear power giants were introduced at the same time. Secondly, the microstructure of Cr coating was described and the corrosion performance, fretting and abrasion performance, high temperature收稿日期：2022-11-24；修订日期：2023-03-21Received：2022-11-24；Revised：2023-03-21基金项目：国家重点研发计划（2017YFB0702404）Fund：National Key Research and Development Program (2017YFB0702404)引文格式：严俊, 廖业宏, 彭振驯, 等. Cr涂层锆合金事故容错燃料包壳材料研究进展[J]. 表面技术, 2023, 52(12): 206-224.YAN Jun, LIAO Ye-hong, PENG Zhen-xun, et al. Review on Cr-coated Zirconium Alloy Cladding for Accident Tolerant Fuel[J]. Surface第52卷第12期严俊，等：Cr涂层锆合金事故容错燃料包壳材料研究进展·207·mechanical behavior and irradiation behavior of Cr-coated Zr alloy under normal operating conditions were emphatically expounded. Moreover, the internal pressure creep and burst behavior at high temperature, high-temperature steam oxidation and quenching behavior the Cr-coated Zr alloy cladding were elaborated. In addition, the mechanisms related with irradiation, oxidation, and corrosion were summarized and analyzed in depth. Finally, the existing problems and the future development directions for the current research were thoroughly summarized and prospected.KEY WORDS: ATF; Cr-coated Zr alloy; corrosion; oxidation; mechanical properties锆合金因具备热中子吸收截面小、耐高温水腐蚀性能优异、力学性能良好等特有的综合性能，被广泛用作反应堆核燃料包壳材料[1-10]。
耐事故燃料研发进展及技术发展趋势
耐事故燃料研发进展及技术发展趋势目录1. 内容概览 (2)1.1 耐事故燃料的概念及重要性 (2)1.2 国内外研发现状分析 (3)1.3 研究目的及内容 (5)2. 耐事故燃料类型及研发进展 (6)2.1 通用型耐事故燃料 (7)2.1.1 熔融盐燃料 (8)2.1.2 金属燃料 (9)2.1.3 其他类型 (10)2.2 特殊用途耐事故燃料 (11)2.2.1 小型反应堆燃料 (13)2.2.2 高功率密度燃料 (14)2.2.3 反应堆安全模式转换燃料 (15)3. 耐事故燃料关键技术研发 (17)3.1 材料性能及设计 (18)3.1.1 耐高温、耐腐蚀性 (20)3.1.2 热稳定性 (21)3.1.3 构型设计 (22)3.2 表面处理及防护技术 (24)3.2.1 防氧化涂层 (25)3.2.2 气体屏障 (27)3.2.3 热传导优化 (29)3.3 制备工艺及质量控制 (30)3.3.1 粉末合成及烧结 (31)3.3.2 化学处理及表面强化 (33)3.3.3 三维打印技术 (34)4. 耐事故燃料热工性能及安全分析 (35)4.1 燃料热传导特性研究 (36)4.2 燃料安全临界分析 (38)4.3 事故情况下燃料行为模拟 (39)5. 未来技术发展趋势 (40)5.1 材料性能革新 (41)5.2 多功能耐事故燃料 (42)5.3 人工智能辅助设计 (44)5.4 开放式研发合作平台 (45)1. 内容概览随着全球能源需求的不断增长和环境问题的日益严重，研发耐事故燃料已成为全球能源领域的研究热点。
耐事故燃料是指具有较低的火灾、爆炸、泄漏等安全风险的燃料，能够在发生事故时有效地降低损失和环境污染。
本文档将对耐事故燃料的研发进展进行梳理，并分析其技术发展趋势。
本文将介绍耐事故燃料的基本概念和分类，以及国内外在耐事故燃料领域的研究现状。
本文将重点关注耐火油、低硫煤焦油等传统耐事故燃料的研发进展，以及新型耐事故燃料如生物柴油、氢能等的研究动态。
应用于事故容错燃料组件的高熵合金涂层研究进展
应用于事故容错燃料组件的高熵合金涂层研究进展1. 引言1.1 背景介绍高熵合金是一种由五种或更多种元素组成的均匀固溶体，其具有优异的高温强度、抗氧化性和耐腐蚀性等特点，因此被广泛应用于航空航天、能源和化工等领域。
高熵合金在高温高应力环境下仍然存在一定的脆性问题，这限制了其在事故容错燃料组件等关键领域的应用。
为了解决这一问题，研究人员开始将高熵合金应用于事故容错燃料组件，并通过涂层技术对其进行改性，以提高其耐热性和抗腐蚀性能。
目前，关于应用于事故容错燃料组件的高熵合金涂层的研究还处于起步阶段，仍需要进一步深入探讨其在这一领域的应用潜力。
本文将对该领域的研究进展进行全面总结和分析，以期为相关领域的进一步发展提供参考和借鉴。
1.2 研究目的本文旨在探讨应用于事故容错燃料组件的高熵合金涂层研究进展。
研究的目的在于提高事故容错燃料组件的性能和安全性，为核能领域的发展提供技术支持。
通过研究高熵合金涂层在事故容错燃料组件中的应用，可以增强其抗腐蚀性能和热稳定性，提高其使用寿命和安全性能。
本研究旨在探索新型高熵合金涂层在核能领域的应用潜力，并为相关领域的研究和发展提供新的思路和方法。
通过本研究的开展，将有助于推动高熵合金涂层技术在核能领域的应用和推广，为核能安全和可持续发展做出贡献。
1.3 研究意义对应用于事故容错燃料组件的高熵合金涂层进行研究具有重要的意义。
这有助于提高事故容错燃料组件的工作效率和寿命，进一步保障工业生产的安全稳定。
研究高熵合金涂层在事故容错燃料组件中的应用，有助于推动高熵合金材料在工业领域的应用和发展，为材料科学的进步提供重要的参考和支撑。
最重要的是，这项研究还将为事故容错燃料组件材料的改进和优化提供新的思路和方法，为提高工业安全和生产效率做出积极贡献。
2. 正文2.1 高熵合金涂层的特点高熵合金涂层是一种由多种高熔点金属组成的合金涂层，具有以下特点：1. 高熔点：由于高熵合金涂层由多种高熔点金属组成，其熔点通常较高，能够承受高温环境下的热应力，保持涂层的稳定性。
211167909_CF3_燃料棒用包壳腐蚀性能研究
收稿日期：2022-09-06作者简介：CF3燃料棒用包壳腐蚀性能研究邢 硕 蒲曾坪 焦拥军 张 坤 张 林 秋博文（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都 610213）摘 要：针对自主研发的CF3燃料组件用包壳，基于锆合金腐蚀机理，通过分析堆内外腐蚀数据，开展了包壳腐蚀性能研究，建立了CF3燃料组件用包壳的腐蚀模型，并研究了模型的不确定性。
验证结果表明最佳估算模型可以较好地描述CF3燃料组件用包壳的腐蚀性能，上界模型具有包络性。
关键词：CF3；燃料棒；腐蚀性能；包壳59为线性，不同温度下的腐蚀数据可归纳为：t K W L =∆ （3）其中，K L 为线性（或转折后）速率常数，常数K L 满足：[]exp /()L K A Q RT =− （4）式（2）和（3）中的A 为常数或与中子辐照相关的系数，Q 为激活能，转折前后激活能Q 和A 取值有差异，T 为温度（K），R 为理想气体常数。
2. CF3燃料棒用包壳腐蚀性能的影响因素研究为了更好地描述N36包壳的腐蚀性能，通过池边检由图3知，N36锆合金包壳氧化膜厚度随快中子注量增大而存在阶梯状增大的趋势。
通过分析已发现N36锆合金包壳氧化膜厚度与中子注量率无直接关系，且由于中子注量是中子注量率对时间的积分。
再结合图2给出的规律，可知N36锆合金包壳氧化膜厚度随快中子注量增大而增大，主要体现了时间积累对包壳氧化膜厚度的影响，氧化膜厚度随着时间的增加而增加。
2.3化学成分的影响Sn li （ppm），a为相关修正系数，pre C和posr C为常数。
另外考虑到，在反应堆运行的过程中会出现局部沸腾，将使得包壳界面温度升高。
包壳表面垢的形成，也会使包壳界面温度升高，在N36模型的建立过程中均未考虑以上影响因素。
故引入温度影响因子，并在计算过程中增加两部分的温升计算，其中温升影响因子为：组件，所有轴向段相对应计算值与测量值的比较。
由图7和图8均可知，N36最佳估算腐蚀模型可以较好地预测氧化厚度。
锆合金表面涂层技术研究现状
锆合金表面涂层技术研究现状张文;曾小安;王浩然;邱长军【摘要】锆合金一直被用作核反应堆燃料元件包壳及其他堆内构件材料.为了使锆合金具有更加优良的使用性能,达到延长锆合金使用寿命的目的,表面涂层技术起到了至关重要的作用.文中综述了国内外锆合金表面涂层技术的研究现状,讨论了物理气相沉积、激光表面改性、热等静压、冷喷涂、微弧氧化等涂层制备技术对锆合金耐腐蚀性、力学性能的影响.【期刊名称】《机械工程师》【年(卷),期】2017(000)001【总页数】3页(P45-47)【关键词】锆合金;表面涂层技术;耐腐蚀性;力学性能【作者】张文;曾小安;王浩然;邱长军【作者单位】南华大学机械工程学院,湖南衡阳421001;南华大学机械工程学院,湖南衡阳421001;南华大学机械工程学院,湖南衡阳421001;南华大学机械工程学院,湖南衡阳421001【正文语种】中文【中图分类】TG17在核工业中，锆合金因具有加工性能好、耐腐蚀性能高、机械强度适中、热中子吸收率低等一系列优点，被用作核燃料包壳材料，也被称为“原子时代的第一金属”[1-3]。
锆合金在高温蒸汽环境中易与水发生氧化反应形成氢气，在反应堆事故形成高温的情况下，有可能引起“氢爆”，这是引发核电站重大事故的主要原因之一。
表面涂层技术已被证实能提高元件对环境退化的抵抗性，增加元件硬度、减少磨损及腐蚀、提高物理性能等[5]。
自20世纪70年代以来，许多国家都一直在关注锆合金表面性能研究，并取得了大量的成果[6]。
目前国内外在锆合金表面制备涂层的方式主要有以下几种：物理气相沉积、激光表面改性、热等静压技术、冷喷涂技术、微弧氧化等。
物理气相沉积(Physical Vapor Deposition，PVD)在工业中常用来制备硬质薄膜，PVD技术主要包括真空蒸发、真空离子镀、真空溅射及离子束沉积4类。
物理气相沉积技术制备的膜层均匀致密、厚度可控性好、成分稳定且膜/基结合力好，应用于该技术的靶材也十分广泛[7]。
事故容错燃料包壳用Mo合金的研究进展
第45卷第1期2021年2月中国(业CHINA MOLYBDENUM INDUSTRYVol.45No.1Feb2021事故容错燃料包壳用Mo合金的研究进展辛甜#,李延超1>2，常恬(1.西北有色金属研究院，陕西西安710016)(2.西安理工大学材料科学与工程学院，陕西西安710048)摘要：2011年发生福岛严重核事故后,1合金包壳材料的安全可靠性受到严重的质疑，国内外对事故容错燃料(ATF)开始了广泛的研究。
Mo合金由于其优异的高温性能成为了ATF的候选包壳材料之一。
本文综述了Mo合金包壳材料在高温氧化性能，力学性能，抗辐照性能，中子经济性能以及加工和焊接性能方面的研究进展,并指出在工业应用中面临的挑战，最后展望了Mo合金在ATF包壳材料中的应用前景。
关键词:事故容错燃料;Mo合金;高温氧化性能;力学性能;抗辐照性能DOI&10.13384/ki.cmi.1006-2602.2021.01.001中图分类号:TG146.4+.12文献标识码:A文章编号：1006-2602(2021)01-0001-08Research Progress of Mo Alloys for Accident-Tolerant Fuel CladdingXIN Tian1，LI Yan-chao1，2，CHANG Tian1，GAO Xuan-qiao1(1.Northwest Institute for Non-Ferrous Metal Research，Xi'an710016，Shaanxi，China)(2.School of Mateaals Science and Engineering，Xi'an University of Technology,Xi'an710048，Shaanxi，China) Abstract:Ateo tie severs nucleeo accident in Fukushima in2011，the safety and reliability of zirconium alloy cladding materials have been seriously questioned，and extensive oseoh on accident tolerant fud(ATF)has begun at home and abroad.Mo alloy has become one of the cendidate cladding mateaais foe ATF due te its excellent high temperature perfoanancc.This aaicie reviews the reseerch progress of Mo alloy cladding mateaais in high-tempero-turo oxiaation properties，high-temperature mechanicoi properties，radiation resistancc，neutron eccnomics，and processing and welding p roperties.It alss points out tee chdlinges faced in industiai applications，and findliy looks forward te tee application prospecC of Mo alloys in ATF cladding materials.Key words:acciOent fault-tolerant fud;Mo alloy;high temperature oxidation peWownance;mechanical propeeies; oadaaeaon oesaseance0引言核能已被证明是一种可靠、环境上可持续且成本效益高的大规模电力来源，其安全性、先进性以及经济性均与燃料包壳材料密切相关。
研究加快核燃料包壳管材料测试(图)
研究加快核燃料包壳管材料测试（图）近日，美国桑迪亚国家实验室正在利用其离子束实验室来研究如何迅速评估合金材料的性能，而这些合金材料很可能被用在建设下一代核反应堆或者延长现有核反应堆的寿命上。
工程师正在进行测试由于担负着防止核泄漏的重要任务，核燃料的包覆材料——包壳管被视为核安全的首道防线。
因为包壳管要面临高温、高压、强烈的中子辐照、硼水腐蚀等多重严峻考验，所以，核燃料的包壳管材料必须符合极其严格的要求。
如果外壳变得很脆，核燃料棒有可能会迸裂，进而会将放射性材料泄漏到反应堆外围的环境中。
运行中的核反应堆会引起包壳管所用合金材料发生微观结构上的渐进性变化。
这些变化可能会损害材料的完整性。
所以要弄清合金的腐蚀机理，鉴别哪些因素能显著降低腐蚀速率，弄清所选合金的各个化学和冶金变量对氧化膜的影响，这些都是新合金成分和工艺路线设计的基础。
材料科学家哈立德·哈特是这项研究的主要负责人。
哈特举例说：“以我们常见的铁锈为例，铁锈最初产生的时候，肯定和微观结构的变化有关。
如果我们能在纳米层级上了解铁锈产生的原因，我们就可以阻止诱因的发生，从而不让铁再生锈。
”现有的材料评估方法需耗时十几年甚至几十年。
桑迪亚国家实验室的离子束实验室已经运作了一年左右，正在做原子辐照试验，可以节省出多年的测试时间。
离子束实验室正使用各种耐火材料来模拟各种类型的损害，从而预测先进核反应堆燃料包壳管的使用寿命。
离子束实验室可以让研究者们在纳米级上做现场离子辐射试验并迅速得出结果。
在串联静电加速器、透射电子显微镜等高科技试验设备的辅助下，研究者们正在试图掌握在辐射下合金的微观结构变化。
哈特说：“通过纳米级的离子辐射试验，我们正在寻找制造适用于下一代核反应堆的合金新材料，还可以更好地了解现有的反应堆性能，我们已经可以快速检测材料的力学性能，筛选材料，看看哪些是最适合的材料。
”更好地了解包壳材料的性能可以改善反应堆的效率。
在实验室中，哈特和他的团队正在检测极端环境下材料在纳米级上产生的变化。
各种耐高温涂料现状及发展分析
各种耐高温涂料现状及发展分析耐高温涂料是一种能够在高温环境下保持稳定性和耐久性的涂料。
在高温环境下，常规涂料会失去其性能，因此耐高温涂料在许多行业中被广泛应用，例如汽车制造、石化工业、航空航天等。
本文将对耐高温涂料的现状和发展进行分析。
目前，市场上主要有三种类型的耐高温涂料，分别是有机硅涂料、无机涂料和有机无机复合涂料。
有机硅涂料是最常见的一种耐高温涂料，具有优异的耐高温性能和耐腐蚀性能。
无机涂料主要指耐火涂料，具有很高的耐高温性能，广泛应用于火电厂、冶金工业等领域。
有机无机复合涂料是近年来的研究热点，其主要特点是将有机材料与无机材料相结合，综合发挥二者的优势。
在耐高温涂料的发展过程中，关键技术包括配方设计、原料选择、涂料性能调整等。
配方设计是耐高温涂料开发的基础，需要根据特定的应用环境选取合适的原料，并在涂料配方中进行合理的调配。
原料选择是耐高温涂料研发的核心问题，需要选择具有良好高温稳定性和耐腐蚀性的材料。
涂料性能调整是保证涂料在高温环境下性能稳定的关键，包括粘度控制、硬化剂选择、固化条件等。
随着科学技术的进步和需求的增加，耐高温涂料行业也呈现出以下几个发展趋势。
首先，绿色环保成为耐高温涂料发展的重要方向。
由于高温涂料通常应用于环境恶劣的领域，因此对其环境影响的关注程度越来越高，未来耐高温涂料的研发将更加注重环境友好性。
其次，高温涂料的开发将更加注重应用领域特定需求。
不同行业对耐高温涂料的性能要求不同，未来耐高温涂料研发将更加细分化，推出更多针对性的产品。
最后，耐高温涂料的应用领域将进一步扩大。
随着新材料和新技术的不断涌现，将有更多的行业开始使用耐高温涂料，如新能源领域的太阳能发电板、电池等。
总的来说，耐高温涂料在各个行业中起着重要的作用，具有广阔的市场前景。
未来耐高温涂料的发展趋势将更加注重环境友好性、针对性和应用领域的扩大。
随着科学技术的不断进步，相信耐高温涂料行业将会迎来更多的创新和发展机遇。
核电厂失水事故下锆合金包壳脆化行为及机理研究进展
收稿日期:2020-02-18基金项目:大型先进压水堆核电站重大专项C A P 1400先导组件用锆合金材料关键技术研究资助项目(2017Z X 06002005)作者简介:卢俊强(1982 ),男,河南焦作人,高级工程师,博士,现主要从事核燃料材料研发和设计方面研究 第41卷 第2期核科学与工程V o l .41 N o .22021年4月N u c l e a r S c i e n c e a n d E n g i n e e r i n gA pr .2021核电厂失水事故下锆合金包壳脆化行为及机理研究进展卢俊强,陆 辉,曾奇锋(上海核工程研究设计院有限公司,上海200233)摘要:本文通过回顾现有国际上通用的核电厂失水事故(L O C A )安全准则的历史来源和基本原理,阐述了L O C A 工况下堆芯可冷却性的内涵,介绍了早期发现的锆合金包壳氧化程度㊁峰值温度和鼓胀爆破区域的脆化行为及其机理,以及基于这些机理建立的确保L O C A 下包壳完整性的基本思想和安全准则㊂通过归纳总结近些年来核工业界对高燃耗锆合金包壳L O C A 工况下脆化行为的研究成果,概述了包括氢增氧致β相脆化㊁失稳氧化和包壳内表面吸氧等新发现的锆合金包壳脆化现象及其机理,分析了这些新的脆化机理对L O C A 工况下堆芯可冷却性的影响,同时还介绍了基于新现象建立的L O C A 安全准则的最新进展,这些认识可为我国自主化新锆合金包壳研发及性能试验㊁核电厂L O C A 安全分析提供借鉴,对于抗事故燃料包壳材料在L O C A 工况下的性能评价也有一定的参考价值㊂关键词:失水事故;锆合金包壳;脆化;安全准则中图分类号:T L 341文章标志码:A文章编号:0258-0918(2021)02-0334-14P r o g r e s s i n E m b r i t t l e m e n t B e h a v i o r a n d M e c h a n i s m S t u d y fo r t h e Z i r c o n i u m A l l o y C l a d d i n g d u r i n g Lo s s o f C o o l a n t A c c i d e n t i n N u c l e a r P o w e r P l a n t sL U J u n q i a n g ,L U H u i ,Z E N G Q i f e n g(S h a n g h a i N u c l e a r E n g i n e e r i n g R e s e a r c h &D e s i g n I n s t i t u t e C o .,L t d .,S h a n gh a i 200233,C h i n a )A b s t r a c t :T h e h i s t o r y a n d b a s i c p r i n c i p l e s o f t h e c u r r e n t s a f e t y c r i t e r i a g e n e r a l l y us e d f o r t h e l o s s o f c o o l a n t a c c i d e n t (L O C A )i n n u c l e a r p o w e r p l a n t s a r e r e v i e w e d i n t h i s p a -p e r .T h e m e a n i n g o f c o r e c o o l a b i l i t y d u r i n g L O C A i s e x p l a i n e d .T h e z i r c o n i u m a l l o y c l a d d i n g e m b r i t t l e m e n t b e h a v i o r a n d i t s m e c h a n i s m f o r t h e d e g r e e o f o x i d a t i o n (e qu i v a -l e n t c l a d d i n g r e a c t e d ,E C R ),t h e p e a k c l a d d i n g t e m pe r a t u r e (P C T )a n d t h e b u r s t b a l -433l o o n r e g i o n a r e i n t r o d u c t e d.T h e b a s i c i d e a o f e n s u r i n g t h e i n t e g r i t y o f t h e c l a d d i n g i n L O C A b a s e d o n t h e s e m e c h a n i s m s f o u n d i n t h e e a r l y s t a g e i s e m p h a s i z e d.B a s e d o n t h e s t u d y r e s u l t s o f t h e e m b r i t t l e m e n t b e h a v i o r f o r t h e h i g h b u r n u p z i r c o n i u m a l l o y c l a d d i n g d u r i n g L O C A i n r e c e n t y e a r s,t h e n e w l y d i s c o v e r e d e m b r i t t l e m e n t m e c h a n i s m s i n c l u-d i n g h y d r o g e n-e n h a n c e dβp h a s e e m b r i t t l e m e n t b y o x y g e n,b r e a k a w a y o x i d a t i o n a n d o x-y g e n p i c k u p f r o m c l a d d i n g i n n e r s u r f a c e a r e s u mm a r i z e d.T h e e f f e c t s o f t h e s e n e w e m-b r i t t l e m e n t m e c h a n i s m s o n t h e c o r e c o o l a b i l i t y d u r i n g L O C A a r e d i s c u s s e d,a n d t h e l a t-e s t p r o g r e s s o f t h e s a f e t y c r i t e r i o n f o r L O C A i s a l s o i n t r o d u c e d.T h e s e a b o v e s u mm a r i e s c a n b e u s e d f o r t h e s t u d y a n d p e r f o r m a n c e t e s t s o f t h e z i r c o n i u m a l l o y c l a d d i n g a n d t h e L O C A s a f e t y a n a l y s i s o f n u c l e a r p o w e r p l a n t s i n C h i n a,a n d a l s o c a n b e u s e d f o r t h e p e r-f o r m a n c e e v a l u a t i o n o f c l a d d i n g m a t e r i a l s f o r t h e a c c i d e n t t o l e r a n c e f u e l(A T F)d u r i n g L O C A.K e y w o r d s:L o s s o f c o o l a n t a c c i d e n t;Z i r c o n i u m a l l o y c l a d d i n g;E m b r i t t l e m e n t;S a f e t y c r i t e r i a核电厂失水事故(L O C A)是指一回路压力边界发生破口或开裂等情况导致冷却剂装置减少的事故,是一种典型的设计基准事故㊂美国联邦法规10C F R50.46 轻水反应堆应急堆芯冷却系统验收准则 规定了核电厂L O C A 安全准则,简称为10C F R50.46或L O C A准则[1]㊂该准则制定于1973年,包含了5个独立的限值或要求:(1)包壳峰值温度㊂计算得到的包壳最大温度不能超过2200℉(1204ħ)㊂(2)包壳最大氧化程度㊂计算得到的包壳任何位置总的氧化程度均不能超过氧化前包壳总壁厚的0.17倍㊂(3)最大产氢量㊂计算得到的包壳与水或蒸汽发生化学反应后的产氢量不应超过假设所有包覆芯块的包壳(不包括气腔包壳)发生化学反应后的产氢的0.01倍㊂(4)可冷却的几何状态㊂计算得到的堆芯几何状态的变化应确保堆芯能够得到有效冷却㊂(5)长期冷却㊂计算的能够成功运行的应急堆芯冷却系统(E m e r g e n c y C o r e C o o l i n g S y s t e m,E C C S)投入使用后,计算得到的堆芯温度应持续维持在可接受的低值,堆芯衰变热能持续被带出,从而达到放射性长期包容在堆芯内的要求㊂我国在H A F102 2016‘核动力厂设计安全规定“中针对 反应堆堆芯的应急冷却 ,要求 冷却反应堆堆芯的手段 必须能够确保满足如下4条规定[2]:(1)不超过包壳或燃料完整性参数限值(如温度);(2)可能出现的化学反应保持在可接受水平;(3)应急堆芯冷却手段可有效补偿燃料和堆内结构变形的影响;(4)反应堆堆芯的冷却能保持足够长的时间㊂近些年来,对核电经济性的要求使高燃耗(大于60000MW d/t U)成为核燃料发展的趋势㊂而高燃耗下锆合金包壳的材料显微组织会发生明显变化并导致服役性能恶化,例如Z r-4合金会出现明显的氧化㊁吸氢和氧化膜剥落等现象㊂为此,国际上开发了新型锆合金包壳材料如Z I R L O和M5合金,我国也正在开发用于高燃耗下的新型锆合金㊂现有L O C A准则是在大量的未辐照的Z r-2和Z r-4合金的L O C A性能试验的基础上发展起来的,而这些准则并不一定适用于新型锆合金特别是在高燃耗下的L O C A,因此必须要对其L O C A工况下的性能进行充分研究㊂这对于验证和确认采用新型锆合金包壳的燃料在高燃耗下的安全裕量是非常重要的㊂基于上述原因,各国积极开展了各种用于高燃耗的锆合金包壳在L O C A工况下的行为研究[3]㊂在这些研究过程中,有了许多重要的新发现,特别是高氢含量对L O C A下锆合金包壳氧化动533力学和淬火塑性有重大影响㊂为了正确解释这些研究结果,并进一步建立新的准则确保在高燃耗下运行的安全裕量,必须准确理解目前的L O C A准则建立的基本原理㊁发展历史和试验数据,以及新发现的L O C A下燃料行为对这些基本原理和安全理念的影响,这些内容对于制定㊁理解和应用新的L O C A准则时将起到关键作用㊂日本福岛核事故后,为了进一步提升燃料耐受堆芯丧失动水冷却事故的能力,国际核燃料界提出了抗事故燃料(A T F)的概念[4-8]㊂其中,在锆合金表面涂覆一层抗氧化涂层,使锆合金包壳不直接与一回路的水相接触,从而改善事故下锆合金耐蒸汽氧化的性能,实现更慢的氧化动力学及更低的产氢速率以减缓事故程度,是A T F包壳研发的重要方向㊂锆合金包壳表面涂覆涂层后,如何开展试验以验证其是否满足A T F概念所要求的明显承受更长时间的堆芯丧失动水冷却的事故(包括全厂断电和L O C A等事故)的能力,也要求业界必须要系统总结锆合金包壳脆化的行为及机理,以便于设计出正确的试验方法对其进行验证和考核㊂本文回顾了低燃耗下采用Z r-2和Z r-4合金包壳的燃料组件在L O C A工况下的脆化现象,总结了国际上新发现的高燃耗下新型锆合金包壳的脆化现象,概述了现行L O C A准则和拟制定的新L O C A准则的来源依据,可为自主化新锆合金的性能试验和在C A P1400等核电厂中应用的L O C A安全分析提供借鉴,同时对于抗事故燃料包壳材料在L O C A工况下的性能评价也有参考价值㊂1L O C A准则与锆合金脆化的关系1971年,美国原子能委员会(A t o m i c E n e r g y C o mm i s s i o n,A E C)颁布了‘核电厂通用设计准则“,明确 防止阻碍堆芯持续有效冷却的燃料和包壳损伤 ㊂同时还颁布了‘轻水堆核电厂E C C S的暂定验收准则“,明确 包壳温度瞬态应被终止在堆芯几何形状还能够起到冷却作用之时,且包壳还没有脆化到在淬火过程中或淬火后就失效的程度 ㊂该暂定验收准则包含了包壳峰值温度(2300℉)㊁最大产氢量㊁可冷却的几何状态和长期冷却等4条准则[9]㊂1973年,A E C颁布的这些准则被提交至听证会,最终暂定验收准则的包壳峰值温度这一条被10C F R50.46条款(b)的包壳峰值温度(2200℉)和包壳最大氧化程度(氧化前包壳总壁厚的0.17倍)这两条准则代替㊂最终形成的这5条L O C A准则的基本原理分别概述如下[10]:(1)包壳峰值温度该准则与包壳最大氧化程度的准则紧密相关,都是为了确保锆合金包壳维持足够的完整性以使U O2芯块包容在各自独立的燃料棒内,从而维持一个可冷却的几何状态㊂保守的计算结果显示,假使包壳没有发生过度严重的氧化,包壳将会肿胀和沿着轴向爆破开裂,但是仍然能包容燃料芯块㊂(2)包壳最大氧化程度基本原理同(1)所述㊂(3)最大产氢量该准则用于确保氢气产生量不会达到发生爆炸的浓度㊂(4)可冷却的几何状态计算得到的堆芯几何状态的变化应确保堆芯能够得到有效冷却㊂(5)长期冷却在任何计算得到的能够成功运行的E C C S 投入运行后,计算得到的堆芯温度应持续维持在可接受的低值,堆芯衰变热能持续被带出㊂长期维持冷却应使包壳温度降低至149ħ(300℉)或者更低㊂听证会期间,C E(C o m b u s t i o n E n g i n e e r-i n g)和B&W(B a b c o c k&W i l c o x)公司认为 可冷却的几何状态 是不需要的,因为包壳峰值温度和包壳最大氧化程度两条准则已经能确保燃料棒保持足够的完整性㊂A E C同意这两家公司的观点,但是考虑到维持几何可冷却性的基本原理和历史价值,A E C要求保留该准则并作为一个基本目标[10]㊂可以认为 可冷却的几何状态 是 包壳峰值温度 和 包壳最大氧化程度 所追求的目标,但是同633时又总体性的对其进行了兜底,如果还有其他尚未考虑到的因素,也应进行控制以确保其能够实现㊂可冷却的几何状态是L O C A事故下必须确保的基本目标㊂如果不能保留堆芯可冷却的几何状态,将会丧失传热区域和冷却剂流道的几何形状并最终导致堆芯完全熔融㊂基于多年来的研究结果,现在认为可能导致堆芯的可冷却性受到损害的因素有包壳脆化㊁燃料剧烈喷射㊁包壳整体熔化㊁整体结构变形和极限的燃料棒共面鼓胀,而导致燃料组件失去 可冷却的几何状态 最极限的失效模式就是锆合金包壳脆化㊂2锆合金包壳脆化机理基于1957 1973年之间开展的L O C A工况下锆合金包壳脆化的大量研究结果,发现了包壳氧化程度㊁峰值温度和鼓胀区域的脆化机理,在1972 1973召开的L O C A准则听证会上基于这些研究结果形成了10C F R50.46中的L O C A准则㊂2.1氧化程度对包壳脆性的影响1964年开始一直持续到1967年,美国阿贡国家实验室(A r g o n n e N a t i o n a l L a b o r a t o-r y,A N L)的W i l s o n和B a r n e s等人在实验室条件下开展了高温试验模拟锆合金包壳和蒸汽反应,试样为Z r-2合金包壳[11]㊂试验中观察到在远低于锆合金熔点的温度下氧化的包壳发生了脆化,有些是在试验过程中脆化,有些是在试样从氧化炉中取出的过程中脆化㊂试验结论如下:Z r-2合金试样的脆化程度随着吸收氧含量的增加而增大,当氧含量达到18% (质量分数)或更大时,Z r-2合金包壳非常脆;对于含U O2芯块的Z r-2合金做包壳的燃料棒,在低于1200ħ保温6m i n后淬火,包壳材料氧化的严重程度不足以使其在冷却过程中脆化和碎裂,而当温度超过1200ħ,包壳材料趋向于开裂或在冷却过程中破碎㊂氢化物对于Z r-2合金包壳材料的影响是次要的㊂1965年,美国橡树岭国家实验室(O a k R i d g e N a t i o n a l L a b o r a t o r y,O R N L)在反应堆瞬态试验装置(T R E A T)上开展了锆合金包壳材料在蒸汽中的试验,观察到试样氧化后严重脆化㊂同一时代,还开展了很多模拟反应性引入事故R I A(R e a c t i v i t y I n s e r t i o n A c c i-d e n t)的试验,试验后对包壳进行金相检查发现微观组织明显改变导致了包壳脆化,脆化的包壳在横截面呈现出氧化层㊁氧稳定的α相层和针状β相转变组织层,其显微组织及氧含量示意图如图1所示[3]㊂图1锆合金包壳在1200ħ氧化后的显微组织及氧含量分布示意图F i g.1 S c h e m a t i c o f t h e m i c r o s t r u c t u r e(t o p)a n d o x y g e n d i s t r i b u t i o n(b o t t o m)i n o x i d e,s t a b i l i z e da l p h a,a n d p r i o r-b e t a l a y e r s i n Z r-2o r Z r-4c l ad d i n g a f te r o x i d a t i o n n e a r1200ħ上述试验结果对科学界提出了警示,锆合金超出α/β相变温度的氧化将导致固有脆性相Z r O2㊁氧稳定的α相生成,以及氧扩散进到里层的β相,如图1中的示意图所示㊂如果氧化程度很高,包壳的塑性将被严重恶化㊂此时,业界意识到,如果脆化的包壳碎裂成小片,将会严重损害堆芯在淬火和长期冷却过程中的可冷却性,大量包壳碎片和芯块碎块将会堵塞流道㊂1979年三哩岛2号机组的事故中就发生了上述现象[9]㊂7331972年,O R N L的H o b s o n和R i t t e n-h o u s e发表了关于模拟L O C A瞬态的蒸汽条件下锆合金燃料棒脆化的重要研究结果[12]㊂采用Z r-4合金包壳试样在蒸汽中双侧氧化,从1600~2500℉(871~1371ħ)的温度范围内选取一些温度点保温2~60m i n后直接放入冷水中进行淬火,然后从包壳上取出环形短试样,缓慢加载至试样变形3.8mm或手动加载冲击载荷使其压扁㊂试验后将破碎的试样拼合在一起,根据试样碎片的宏观几何形状和断口微观形貌判断是否为完全脆化(零塑性)㊂该论文中给出了包壳高温氧化后与图1相似的微观组织㊂其中,温度范围下限1600℉(871ħ)代表能发生锆-水反应的最低温度,温度范围上限2500℉(1371ħ)代表能准确测量到氧化时间的最高温度㊂1973年,H o b s o n发表了根据锆合金包壳高温氧化程度㊁脆性相占壁厚的比例和变形类型表征包壳塑-脆转变行为的研究结果[13]㊂该论文得出结论如下:(1)Z r-4合金包壳在不同温度及随后的高速或低速压缩下的塑-脆转变行为(零塑性温度(Z D T))与其氧化程度(F W)存在一定的关系式;(2)在2200~2 400℉(1204~1316ħ)温度范围内,根据低速压缩试验得到的F W~Z D T关系式不再适用,这与该温度下β相中氧元素具有更快的扩散速率从而增加了其在β相中的固溶含量有关㊂H o b s o n的上述两篇论文的试验结果及部分结论构成了现有L O C A准则最重要的基础㊂汇总23~150ħ温度范围内所有样品的压缩试验结果,绘制了Z r-4合金包壳双侧氧化后的塑性与慢速或快速压缩温度及β相转变组织层比例的关系曲线,得出结论如下[3]:当温度低于1204ħ(2200℉)时,氧化层和α相层总份额为0.44(基于氧化前包壳壁厚)时对应于135ħ(再淹没阶段的饱和温度)下的零塑性㊂氧元素扩散到金属层是包壳脆化的根本原因,即包壳的完整性是受到溶解在金属层中的那一部分氧元素控制,由于缺少更好的方法计算氧元素在金属层β相中的分布,再加上使用起来简单方便,促使A E C选择了基于B a k-e r-J u s t模型计算累积达到17%等效包壳氧化量(E q u i v a l e n t-C l a d d i n g R e a c t e d,E C R)所需要的时间作为替代方法以计算有足够的氧元素扩散到金属层β相中所需要的时间[14]㊂因此,在1973年召开L O C A准则听证会上,A E C建议采用更好的方法表示氧化程度,即采用17%E C R代替氧化层和α相层总份额0.44的氧化程度㊂E C R参数考虑了包壳厚度的影响,包括燃料设计或鼓胀和爆破导致的壁厚差异,另外还考虑了双侧或单侧氧化的差异㊂2.2峰值温度对包壳脆性的影响H o b s o n在研究氧化程度对包壳脆性的影响规律时,就已经发现氧化温度对包壳脆性的影响存在一个临界温度1204ħ(2200℉),当氧化温度超过该临界温度时,虽然具有相同比例的β相转变组织层,但是包壳却脆化非常严重,即F W~Z D T关系式不再适用[13]㊂例如,在1315ħ(2400℉),有6个试样氧化了2m i n,仍然具有高比例的β相转变组织层(超过0.65),但是已经完全脆化[12,13]㊂温度升高增加了β相转变组织中氧的固溶度,这被认为是β相转变组织严重脆化的主要原因㊂对于β相转变组织,氧含量超过0.7% (质量分数)时在室温下完全脆化,该氧含量正好略高于1200ħ时β相中的氧的固溶限值,如图2所示[15]㊂图2 Z r-2合金(o r Z r-4合金)-O伪二元相图(富Z r角)F i g.2 P s e u d o b i n a r y Z r-2(o r Z r-4)-o x y g e np h a s e d i a g r a m833因此,当氧化温度低于1204ħ时,氧元素不断地向β相内扩散,β相最外层达到固溶限值后不断地转变为氧稳定的α相,而β相中的氧含量始终低于0.7%(质量分数),因而β相转变组织在室温下不会严重脆化;当氧化温度超过1204ħ时,例如在图2中沿着1300ħ画一条平行于氧含量坐标轴(X轴)的横线,在氧含量低于0.8%(质量分数)的范围内,材料完全处于β相区,当氧含量超过0.8%(质量分数)时,材料进入α+β两相区㊂根据相图的规则可知,在同一温度下随着包壳氧化,其氧含量继续增加而α相和β相中的氧含量不会发生变化,即β相中氧含量固定为0.8%(质量分数),α相中氧含量固定为3.0%(质量分数),而改变的仅是α相和β相的比例,即随着氧含量继续增加β相不断减少而α相不断增加㊂此时,当温度降低到室温时β相转变组织中氧含量[0.8%(质量分数)]已经超出0.7%(质量分数)的限值,因此室温下β相转变组织完全脆化㊂2.3氢含量对包壳鼓胀区域脆性的影响早在1980年,A N L就对高氢含量的包壳或环形样品开展了大量试验[16]㊂采用氧化铝芯块装入Z r-4合金包壳内,充入气体加压㊁加热㊁爆破㊁氧化㊁慢冷并从底部淬火,在室温下开展压缩试验,鼓胀区域端部的样品的氢含量高达0.22%(质量分数)㊂日本原子力研究所(J a p a n A t o m i c E n e r-g y R e s e a r c h I n s i t i t u t e,J A E R I)在同一时期也开展了类似的工作[3,16]㊂在100ħ下对爆破后的氧化样品进行压缩试验,鼓胀区域端部的样品的氢含量高达0.17%(质量分数)㊂这两个试验都发现了如下现象:蒸汽从鼓胀区域破口进入到包壳内部,导致包壳鼓胀区域端部(距离破口中心位置约30m m)的内侧氧化㊂由于内部鼓胀区域端部芯块和包壳间隙较小,包壳氧化产生的氢不会被冷却剂带走,而会被锆合金包壳吸收,导致爆破后的鼓胀区域两端的氢含量最高㊂当氢含量超过0.07%(质量分数),即使氧化程度小于17%E C R,包壳也发生了严重脆化㊂A N L绘制了包壳鼓胀区域端部的环形压缩样品β相中心位置的氧含量和氢含量对Z r-4合金包壳氧化淬火后塑性影响的三维图,如图3所示[16],从该图中可以清楚看出,包壳氧化淬火后的塑性不仅强烈地受到氧化程度的影响,也强烈地受到氢含量的影响,氢元素也会导致包壳加剧脆化㊂图3β相中心位置的氧含量和氢含量对Z r-4合金包壳氧化淬火后塑性的影响F i g.3 P o s t-q u e n c h o f o x i d i z e d Z r-4t u b e s d u c t i l i t y a s t h e f u n c t i o n o f t h e o x y g e n c o n t e n t a t b e t a-l a y e r c e n t e r l i n e a n d t h e t o t a l h y d r o g e n c o n t e n t o n t h e b u r s t从锆-氢的二元相图(见图4[3])中可以看出,含氢β相的共析分解温度约为550ħ㊂而对于堆芯再淹没过程中典型的冷却速度(1~5ħ/s),在莱顿弗罗斯特(L e i d e n f r o s t)温度(发生包壳再浸润现象的温度,根据A N L的报道该现象发生在475~600ħ温度区间)下,绝大多数氢原子固溶在针状初始α相周围的残留β相中㊂在这种情况下,氢对锆合金氧化后抵抗断裂的能力影响很小,因此,氢对热冲击失效的影响可以忽略[3]㊂然而,当包壳发生再浸润后,在更低的温度下受到了外加的载荷,如果氢含量很高,则就可能对β相转变组织的断裂韧性产生显著的影响[9]㊂在没有淬火的情况下冷却速度较慢,则氢化物会从针状的初始α相之间析出(见图1),因而会严重影响包壳抵抗断裂的能力㊂有些研究者为了简化试验采用了这种方法开展试933验,但是这种方式模拟的冷却瞬态并不是L O C A 的原型㊂更真实的情况是包壳在慢冷后发生了淬火,并没有氢化物析出,因此氢化物对包壳塑性的影响可以忽略[9]㊂图4 锆-氢二元相图F i g .4 Z r -H b i n a r y p h a s e d i a gr a m A N L 的试验结果证实了上述观点[16]㊂试验中的包壳高温氧化和鼓胀爆破后慢冷(2ħ/s 或5ħ/s)通过α+β相区间并淬火,对于经受热冲击后没有发生碎裂的包壳,利用摆锤在室温下开展原位冲击试验㊂经受热冲击和摆锤冲击后仍然没有发生碎裂的部分样品,取鼓胀区域端部制作样品开展环形压缩试验㊂由于从膜态沸腾转变到核态沸腾导致快速淬火,尽管包壳样品中包含了高达约0.212%(质量分数)的氢,但是金相检验显示几乎没有氢化物生成,氢元素都留在β相转变组织中㊂从最高氧化温度慢冷(ɤ5ħ/s)至莱顿弗罗斯特温度(约523ħ)期间,包壳穿过了α+β的两相区以及α+β+δ相区,氧元素和氢元素在β相中重新分布,α相富氧而β相贫氧㊂由于α相和氧化层几乎没有溶解氢元素的能力,使得氢元素都扩散到α相之间的残留β相中㊂微观组织中没有发现氢化物,表明从莱顿弗罗斯特温度快冷至约127ħ(约970ħ/s )抑制了氢化物的析出㊂虽然不受氢化物的影响,但是氢元素本身对于包壳塑性的影响是显著的㊂遗憾的是,在1973年召开L O C A 准则听证会时,当时已有的包壳氧化淬火塑性试验结果都是针对低氢含量[<0.01%(质量分数)]的,因此业界还没有意识到高氢含量对包壳淬火后塑性的重要影响[1]㊂3 锆合金包壳高燃耗下的脆化机理现有L O C A 准则中与包壳脆化相关的准则,是在1973年基于未辐照的Z r -4合金包壳的试验结果制定的㊂到20世纪90年代中期核电厂都在加深燃耗,而燃耗加深导致包壳发生显著的腐蚀,因而锆合金包壳吸收了更多的由于腐蚀产生的氢㊂而高燃耗包壳的几个重要特征会显著影响其在L O C A 工况下的脆化行为,包括:(1)包壳外表面已有厚的Z r O 2氧化层;(2)含有(Z r ,U )O 2的芯块-包壳粘结层;(3)Z r O 2氧化层下面的被氢化的边缘;(4)高含量的氢[9]㊂包壳外表面的氧化层和β相金属层中的氢都将会影响到L O C A 工况下的包壳行为,而L O C A 工况下的包壳行为对反应堆的安全分析非常重要㊂因此,从1996年开始,美国核管理委员会(N u c l e a r R e gu l a -t o r y Co mm i s s i o n ,N R C )发起了 燃料包壳研究计划,目的是为了研究高燃耗的包壳在事故下的行为,该计划包括了在A N L 和H a l -d e n 开展的多个L O C A 试验项目㊂2008年6月,A N L 发布了 L O C A 工况下的包壳脆化行为 的研究报告[17]㊂该报告确认了三种新的锆合金包壳脆化机制,包括:氢增氧致β相脆化 ㊁失稳氧化和包壳内表面吸氧㊂3.1 氢增氧致β相脆化L O C A 工况下,氧扩散进入到锆合金包壳的金属基体中,导致为包壳提供整体塑性的冶金组织的尺寸减小(β相层减薄)和塑性降低(β相层脆化)㊂然而,氢出现在包壳中将促进上述两种脆化行为的过程㊂高燃耗Z r -4合金包壳和未使用过的Z r -4合金包壳高温氧化淬火后的残留塑性结果如图5所示[17]㊂与未使用过的Z r -4合金包壳相比,高燃耗的Z r -4合金包壳[氢含量为0.055%(质量分数)]在更低的E C R 下就发生了脆化,即高燃耗的Z r -4合金包壳在氧化程度显43著低于17%E C R 的情况下就已经脆化了㊂图5 高燃耗Z r -4合金包壳和未使用过的Z r -4合金包壳高温氧化淬火后的残余塑性测量结果F i g .5 O f f s e t s t r a i n s f o r h i g h -b u r n u p Z r y-4a n d a s -f a b r i c a t e d Z r -4c l a d d i n g s a m pl e s o x i d i z e d a n d q u e n c h e dC h u n g 等[9]根据B i l l o n e 等人的试验结果,总结出高燃耗Z r -4合金包壳的E C R 与135ħ的环形压缩试验结果的关系如图6所示㊂从图中可以看出,氢含量为0.055%~0.08%(质量分数)的Z r -4合金在较低的氧化程度时已经完全脆化(氧化程度显著低于17%E C R ),高燃耗的包壳(高氢含量)的脆化比未辐照的包壳(低氢含量)对峰值温度更敏感㊂图6 高燃耗Z r -4合金包壳的E C R 与135ħ的环形压缩试验结果的关系F i g.6 O f f s e t s t r a i n a t 135ʎC a s t h e f u n c t i o n o f c a l c u l a t e d E C R f o r t h e h i g h -b u r n u p Zr -4f u e l c l a d d i n g ox i d a t e d a n d q u e n c h e d 正常运行时,腐蚀过程产生的一部分氢被包壳中的锆金属吸收㊂当包壳处于高温L O -C A 工况下,高含量的氢会增加氧元素在β相中的固溶度以及氧元素向β相中扩散的速率㊂另外,L O C A 下发生氧化的包壳在淬火过程中经历了快速冷却,意味着包壳内不会生成脆性的氢化物,但是氢元素本身也会对包壳产生固有脆性㊂因此,对于高氢含量的包壳,即使L O C A 温度低于1204ħ和氧化程度低于17%E C R ,仍然会发生脆化[17]㊂包壳在高于α+βңβ转变温度下发生氧化生成了Z r O 2氧化层㊁氧稳定的α相层和氧扩散的β相等固有脆性相,如图1所示㊂氧元素的固溶度-温度关系决定了其会发生严重脆化的临界温度(1204ħ)㊂而氢元素是β相稳定化元素,即氢元素会降低α+βңβ转变温度,当氢元素含量较高时,α+βңβ转变温度的降低幅度会变得十分显著㊂高氢含量Z r -4合金-氧伪二元相图中如图7[15]所示,高燃耗的Z r -4合金包壳中由于吸收了较多的氢元素,导致其α+βңβ转变温度显著降低㊂这导致β相中对应于氧含量为0.7%(质量分数)的温度从1204ħ降低至1100ħ,则在低于1204ħ的温度下(例如1150ħ时)β相中氧含量的固溶度超过0.7%(质量分数),则随着L O C A 工况下包壳不断的氧化,氧含量不断的增加,β相中氧含量有可能超出0.7%(质量分数),此时得到的β相转变组织在室温下完全脆化㊂在近1200ħ时,未辐照(低氢含量)和高燃耗(高氢含量)包壳中氧元素在α和β相层的分布示意图如图8所示[9]㊂其中,氢元素作为β相稳定化元素,不仅对Z r O 2氧化层和β相层的厚度产生了影响,还对氧元素在α和β两相中的分布产生了影响㊂针对 氢增氧致β相脆化 这种脆化机制,2011年N R C 发布了D G -1262[18]和D G -1263[19]等2份导则(草案),即 淬火塑性试验 和 建立锆合金包壳的分析限值 ,目的是为业界提供统一的试验方法以满足安全分析的要求㊂这些试验结果将作为N R C审查和批准新燃料设计的支撑性文件的一部分内容㊂143。
保护涂层的现状及未来五至十年发展前景
保护涂层的现状及未来五至十年发展前景保护涂层是一种应用广泛的材料，用于保护物体表面免受外界环境的影响和损害。
随着科技的不断发展和人们对物体保护需求的增强，保护涂层行业也在不断壮大和创新。
本文将介绍保护涂层的现状，并展望未来五至十年的发展前景。
目前，保护涂层已经广泛应用于各个领域，包括建筑、汽车、航空航天、电子、能源等。
它们能够有效地保护物体表面免受腐蚀、氧化、磨损、紫外线辐射等因素的影响，延长物体的使用寿命，降低维护成本。
目前市场上流行的保护涂层种类繁多，如防水涂料、防腐蚀涂层、防撞涂层等，这些涂层通过不同的材料组成和制造工艺，具备了各自独特的防护功能。
然而，传统的保护涂层仍然存在一些不足之处。
首先，它们的防护效果难以长久保持，需要定期维护和重新涂覆。
其次，一些保护涂层的制造过程对环境造成一定的污染。
此外，如何在保护物体的同时保持其原本的外观和质感也是一个挑战。
因此，保护涂层行业需要不断进行创新和改进，以满足不断变化的市场需求。
未来五至十年，保护涂层行业将面临许多机遇和挑战。
首先，随着环保意识的增强，市场对环境友好型保护涂层的需求将不断增加。
这种涂层应具备低污染性、易降解性和可再生性等特点，以减少对自然环境的负面影响。
其次，随着智能科技的快速发展，保护涂层也将与智能化技术相结合。
例如，将传感器嵌入涂层中，实现对物体表面状况的实时监测和反馈，以及对涂层防护性能进行智能调控。
这将大大提高保护涂层的使用效果和可靠性。
另外，纳米科技的应用将给保护涂层带来新的突破。
纳米材料的引入可以使得涂层具备更高的硬度、更好的耐磨损性和耐高温性能。
同时，纳米涂层还具备自清洁、抗菌等特性，可以满足人们对物体清洁和卫生的要求。
此外，保护涂层行业还将受益于材料科学、涂料技术和表面工程等领域的进一步发展。
新材料和新涂层技术的出现将为保护涂层带来更多的选择和应用领域。
综上所述，保护涂层作为一种重要的功能材料，其现状已经相当成熟，但仍有提升空间。
涂层材料发展现状
涂层材料发展现状
涂层材料作为一种重要的功能性材料，在各个领域得到了广泛应用。
涂层材料的发展现状主要包括以下几个方面：
1. 纳米涂层材料的应用：近年来，纳米技术的快速发展为涂层材料的改进和创新提供了新的思路。
纳米涂层材料以纳米级颗粒为基础，具有较高的抗氧化、耐磨、抗腐蚀等性能，能够延长物体的使用寿命。
例如，纳米银涂层材料可广泛应用于抗菌防腐、导电等领域；纳米氧化锌涂层材料可用于紫外线屏蔽和自洁等领域。
2. 环保型涂层材料的研究：随着环保意识的增强，对涂层材料的有害物质如挥发性有机化合物（VOCs）和有害重金属的排
放问题日益关注。
因此，研发环保型涂层材料成为当前涂层行业的一个重要方向。
例如，水性涂料、粉末涂料等环保型涂层材料得到了广泛研究和应用。
3. 智能涂层材料的创新：随着科技的进步，智能涂层材料开始得到越来越多的关注和应用。
智能涂层材料具有温度感应、光学响应、阻尼控制等特性，能够根据环境变化自动调节其性能，具有机能化的特点。
例如，光学薄膜涂层材料能够调节传热和光学特性，广泛应用于建筑、航空航天等领域。
4. 多功能涂层材料的应用：为了满足不同领域的需求，涂层材料不仅需具备单一功能，而且需要具备多种功能。
多功能涂层材料能够集成各种性能，如抗尘、防水、隔热、防紫外线等功能。
例如，具有自清洁和光催化性能的多功能涂层材料可应用
于建筑外墙、玻璃等领域。
总体来说，涂层材料的发展正在朝着纳米、环保、智能和多功能等方向不断前进。
随着科技的不断进步和应用的推广，相信涂层材料将在各个领域发挥越来越重要的作用。
核反应堆包壳材料的研究进展
核反应堆包壳材料的研究进展1包壳材料的选择燃料包壳是核燃料的封装容器，是规定燃料元件几何形状的支撑结构。
反应堆的燃料元件中除高温气冷堆外，一般都采用金属包壳，气冷堆常用带肋片的管状金属包壳，而液体冷却反应堆通常用简单的圆管状金属包壳。
在反应堆运行期间，燃料元件所处的工作条件非常严酷，它不仅受到强烈的中子流辐照，还受到高温高速冷却剂流的侵蚀、腐蚀，以及裂变产物的腐蚀；此外，还要承受热和机械应力的作用。
为了能够保持燃料元件的完整性以及工作的可靠性，就必须为不同类型的反应堆选择合适的包壳材料[1]。
选择包壳材料，须要综合考虑下列因素[2]：1.与核燃料的相容性要好，即在工作状态下，燃料与包壳材料的界面处不会发生使燃料元件变坏的化学反应和物理作用。
2.具有良好的核性能，也就是感生放射性弱，具有小的中子吸收截面。
3.导热性能良好。
4.抗辐照稳定性强。
5.机械性能优良，具有一定的强度与韧性，使得在燃耗较深的条件下，燃料元件仍能保持机械完整性。
6.抗腐蚀能力强。
7.容易加工成形，成本低廉。
综合以上考虑，锆及锆合金具有独特的核性能，良好的加工性能，在300~400 ℃的高温高压水和蒸汽中有良好的耐蚀性能，被主要用作轻水反应堆的燃料包壳和堆芯结构材料(燃料包壳、压力管、支架和孔道管)，广泛用于民用反应堆和军用动力堆，是发展核电及核动力舰船不可替代的关键结构材料和功能材料，因此被誉为“原子时代第1金属”[3]。
近年来，各国在提高反应堆的安全性、可靠性以及在降低核电成本的同时，积极提高反应堆的运行功率，这必然会对用作包壳和堆芯结构材料的耐蚀性能和力学性能提出更高的要求。
因此，国内外科研人员都在持续研发性能更加优异的锆合金、SiC包壳材料以及开展包壳材料涂层保护技术的研究，目的均在提升核反应堆的安全性、可靠性和经济性。
2Zr合金包壳材料研究进展军事上的需求是推动锆(铪)工业起步的主要动力。
金属Zr就是美国发展核潜艇的产物，后来，随着人类对高效、清洁能源的需求，锆被大量地应用到核电反应堆。
事故容错燃料锆合金包壳表面Cr涂层厚度设计
热膨胀、残余应力等方面的影响。
1.1 磨损
在压水堆中，燃料棒通过包壳与格架间的摩擦力夹持在燃
料组件中，冷却剂的湍流激励会造成燃料棒振动，这种流致振动 被认为是造成燃料棒包壳微振磨损最主要的原因之一 [18，19]。Cr
涂层比锆合金有着更为优异的耐磨性能，C. Delafoy 和 J. Bischoff
1.0069
-0.49%
2 讨论 从上述分析可见，正常运行工况下振动磨损对涂层损耗最
为严重，是涂层厚度设计主要考虑的因素。目前缺乏在反应堆真 实水环境下的磨损试验，通过堆外试验保守估算 Cr 涂层磨损深 度不超过 5.7μm。其次，在大破口失水事故下，Cr 涂层氧化层厚 度应小于 3μm。Cr 涂层的高温氧化试验数据充足，且不同工艺 下的 Cr 涂层抗氧化性能差异较小。腐蚀对于 Cr 涂层损耗来说， 影响很小，大量的试验数据都表明了这点。
图 1 云视频系统的架构图
[2] 王湘宁 , 顾晓鹏 视频会议系统原理与测试， 2014 电子工业出版社 [3] 姚圣华 视频会议培训教程 2017 : 中国检察出版社
（上接 113 页）
参考文献
[1] S.J. Zinkle , K.A. Terrani , J.C. Gehin , L.J. Ott , L.L. Snead. Accident Tolerant Fuels for LWRs: A Perspective[J]. Journal of Nuclear Materials ,2014,448 :374379.
相应地，Cr 涂层磨损深度不会超过 5.7μm。
之 一。一 般 来 说，在 压 水 堆 设 计 基 准 事 故 中，大 破 口 失 水 事 故
表 1 包壳磨损深度和体积试验 [15]
对防火涂料现状的看法和几点建议
对防火涂料现状的看法和建议GB50045—95《高规》和GBJ16—87《建规》规定耐火等级为一、二级的建筑物，其柱、梁、楼板、疏散楼梯和屋顶承重构件应采用耐火极限在3-0.5h 的不燃烧体。
虽然钢材是不燃烧体，但其耐火极限仅为0.25h，遇到火灾很容易因丧失机械强度而坍塌，因此，为避免产生二次灾害，使承重钢结构能在一般火灾事故中，在一定时间内仍能保持必须的强度，必须采取防火措施，如喷涂防火涂料，以满足规范要求。
GBJ16-87《建规》规定：甲、乙、C类液体火焰可燃烧耐火等级为二级的屋顶承重金属构件，应采取防火保护措施。
——题记防火涂料亦称阻燃涂料，它是改善材料抗燃性能的一种物质，是随着工业化发展而产生的一种新兴工业体系，防火涂料的广泛应用与建筑业的发展密切相关。
防火涂料品种众多，按其组成可分为无机型和有机型。
无机型防火涂料是以无机盐类作基料，而有机型防火涂料则以天然或人造的树脂作基料。
按其分散介质又可分为水溶性和溶剂型；按其防火机理亦可分为成非膨胀型和膨胀型；按其使用功能还可分为饰面型和结构型，前者主要涂敷在装饰材料表面，提高耐火极限，延迟基材被点燃时间，后者以用于结构构件表面为主，提高构件的耐火性能。
无论何种类型的防火涂料，它与燃烧都有着密切的关系。
最新的观点认为燃烧反映有四要素：燃料、热源、氧及链式反应。
采用相应的阻燃剂对不同燃烧阶段的燃烧四要素加以抑制，就构成了防火涂料形形色色的防火阻燃机理，综合之，主要有凝聚相机理、气象机理及中断热交换机理，大致可归纳为：（1）防火涂料本身具有难燃或不燃性，通过防止受保护的可燃物直接接触空气，延迟点火并降低燃烧速度；（2）防火涂料受热进行热分解，分解出的水蒸汽和其它不燃惰性气体，稀释了燃烧表面的空气，冲淡了可燃物受热分解出的可燃气体，使之不易燃烧或速度减慢；（3）防火涂料受热分解出一些游离基等活性基因，中断火焰的链式反应，减缓火势；（4）防火涂料受热膨胀发泡，形成较厚的蜂窝状炭质泡沫绝热层，封闭被保护材料，阻止火焰燃烧。
耐事故燃料包壳涂层材料研究现状
耐事故燃料包壳涂层材料研究现状耐事故燃料包壳涂层材料是指在核电站等事故中，能够抵御高温、高压冲击力和腐蚀性物质侵蚀的材料。
它不仅能够保护燃料包壳，防止辐射物质泄漏，还可以提高燃料的使用寿命和核电站的安全性能。
目前，研究人员已经提出了多种耐事故燃料包壳涂层材料，并取得了一定的研究成果。
传统的耐事故燃料包壳涂层材料主要有碳化硅、铝氧化物和钛合金等。
碳化硅作为一种高温材料具有较好的抗氧化性能和机械强度，被广泛应用于耐事故燃料包壳涂层中。
铝氧化物和钛合金具有良好的耐腐蚀性和高温稳定性，也被研究人员用于开发耐事故燃料包壳涂层材料。
然而，尽管传统材料在一定程度上能够满足耐事故燃料包壳涂层的需求，但存在着一些不足之处。
首先，传统材料的热膨胀系数与燃料包壳的热膨胀系数不匹配，容易导致涂层与基体之间产生应力，引起剥落和裂纹的问题。
其次，传统材料的热导率较低，导致燃料包壳温度分布不均匀，影响燃料的使用寿命。
此外，传统材料的制备工艺复杂，成本较高，难以实际应用于核电站等工程项目。
面对传统材料的不足，研究人员开始探索新型的耐事故燃料包壳涂层材料。
一种被广泛研究的新型材料是碳纳米管。
碳纳米管具有极高的热导率和机械强度，可以改善涂层与基体之间的应力分布，并提高燃料包壳的热传导性能。
此外，碳纳米管还具有较好的辐射吸收性能，能够吸收并分散放射性物质，减少事故后的辐射泄漏。
研究人员通过改变碳纳米管的尺寸、比表面积和结构等因素，进一步增强了其性能，使其成为一种有潜力的耐事故燃料包壳涂层材料。
另一种备受关注的新型材料是液态金属。
液态金属是指某些金属在常温下呈液态的物质，具有良好的热传导性能和机械可塑性。
研究人员通过将液态金属涂覆在燃料包壳表面，实现了对燃料包壳的保护。
液态金属材料的优势在于其热膨胀系数与包壳材料相匹配，能够减少涂层与基体之间的应力，防止涂层剥落。
此外，液态金属还具有较好的耐腐蚀性能，能够抵御氧化物和溶液的侵蚀。
然而，液态金属材料在制备和加工过程中存在较大的难度，限制了其在实际应用中的推广。
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耐事故燃料包壳涂层材料研究现状
1 前言
福岛事故暴露了现有UO2-锆合金燃料形式在抵抗严重事故性能方面的不足。
锆合金涂层是耐事故燃料包壳的技术方向之一。
通过在锆合金包壳表面添加涂层，使传统锆合金包壳材料发挥更大的效能或能经受苛刻的使用环境，并延长其使用寿命。
目前国际上研究的锆合金涂层主要包括以下方向：MAX相涂层、Si涂层、Cr涂层等。
2 MAX相涂层
2.1 发展现状
MAX相材料是继碳化硅陶瓷材料发展之后一种新型的三元陶瓷材料，其微观结构具有典型的层状特征，宏观特性兼具结构陶瓷和金属材料的性能优势，如良好的导热性和导电性，易于机械加工，密度小，抗热振动，不易弯曲，较低的热膨胀系数，兼具各向异性的力学性能和各向同性的热学性能[1]。
代表性的MAX相材料包括TixSiCy、TixAlCy等。
结合MAX相涂层的优点，采用MAX相涂层技术的锆合金包壳，
在保证涂层完整性的前提下可以解决包壳的如下问题：
1）提高正常运行下的耐腐蚀性能，减少氧化和吸氢（减少氢化和脆化），以及氢化物再取向。
2）缓解严重事故的后果：提高了高温下包壳强度；通过减少包壳氧化速率和阻止蒸汽与锆合金的直接接触，显著减少事故下的产氢速率，缓解严重事故后果和延长反应堆应对时间。
3）改善流致振动导致的磨损。
美国Drexel大学围绕MAX相核材料正在开展一系列研究，如MAX 相材料的中子辐照损伤特性、氟盐环境和液态铅铋中的腐蚀、包壳管的制备、MAX相与核燃料界面反应特性等。
西屋公司报告中指出Ti3AlC和Ti3SiC2三层陶瓷由于易加工、高韧性，均有可能作为燃料包壳材料，而且以上两种材料的导热性同其他包壳（锆合金、SiC基包壳、304不锈钢）相比较大。
西屋公司的报告认为，对于升高温度下的安全裕量，Ti3AlC表现较好，仅次于SiC。
法国、意大利、澳大利亚等也相继发表了一系列MAX相材料的离子辐照损伤行为研究成果，显示出该类材料具有优越的耐辐照损伤特性和高温自修复能力。
但是，Ti3AlC材料没有相关工程应用经验，而且有较大的中子吸收截面（与不锈钢相近）。
2.2 技术挑战
使用锆合金MAX相涂层包壳必须考虑和解决的潜在技术问题有：
1）正常运行条件下，不会发生碎裂脱落；
2）正常运行条件下，涂层裂纹不会影响锆包壳；
3）MAX相涂层抵抗事故的能力。
3 Cr涂层和Si涂层
3.1 发展现状
Si涂层和Cr涂层均为单质涂层，同MAX相涂层相比，原材料制备工艺相对简单，涂层沉积可采用多种工艺，如物理气相沉积、化学气相沉积、磁控溅射、离子喷涂、激光涂覆等。
若采用Cr涂层，由于Cr与基体锆合金同为金属材料，热膨胀行为较为接近，理论上有着较好的抗热冲击性能。
目前法国和韩国都开展了锆合金Cr涂层包壳的研究工作，在Cr涂层技术上走在世界前列，韩国额外开展了锆
合金涂覆Si涂层的研究。
法国对锆合金包壳Cr涂层进行研究，用物理气相沉积方法在Zr-4基板上制备Cr涂层，涂层厚度最大为20μm，先后制备出第一代和第二代Cr涂层。
第一代Cr涂层有很多微裂纹，而第二代Cr涂层得到致密的微观组织，且没有微裂纹。
目前Cr涂层离子辐照试验正在进行之中，计划入Halden堆辐照[2]。
锆合金Cr涂层样品在LOCA下，高温蒸汽氧化速率减慢，力学性能保持较好。
需要注意的是，如果涂层有缺陷，缺陷下会产生局部二氧化锆，这说明Cr涂层不能有缺陷，因为缺陷会丧失一定的防护作用。
韩国韩国原子能研究所通过电弧离子镀、等离子溅射和激光涂覆技术，制备出锆合金表面有Si涂层和Cr涂层的燃料包壳[3，4，5]。
韩国原子能研究所通过实验分析得出，采用激光束扫描制备的Si和Cr膜均与锆合金结合紧密。
通过腐蚀试验，Si和Cr的腐蚀增重远小于锆合金，说明抗腐蚀能力均优于锆合金。
其中Si氧化后，可以形成致密的SiO2具有非常好的保护能力，抗氧化腐蚀能力很强。
显微分析表明，氧化腐蚀试验后Si和Cr涂层样品均没有裂纹等严重缺陷，涂层质量良好。
3.2 技术挑战
使用Cr涂层或Si涂层包壳必须考虑和解决的潜在技术问题有：
1）正常运行条件下，保证涂层完整性，不易发生裂纹；
2）正常运行条件下，能够经受包壳和格架间磨蚀；
3）涂层抵抗事故的能力。
4 结论和建议
虽然锆合金涂层技术方向较多，但目前大都处于前期科研阶段，缺乏足够试验数据证明其性能的稳定性，并存在一些技术挑战，如：
①缺乏锆合金涂层样品的辐照数据，锆合金涂层的辐照稳定性未知；
②锆合金和涂层的热膨胀系数需要匹配，且需要热循环试验（或淬火试验）来验证涂层和锆合金基体间的热振稳定性；③锆合金和涂层需保持稳定的结合强度；④涂层一旦有裂纹等缺陷，会丧失对锆合金的保护作用。
锆合金涂层工程应用的可行性并不明确的情况下，锆合金涂层的研究重点应放在技术可行性探索方面，例如通过关键试验来评价验证涂层技术方案。