锆合金表面Cr涂层在高温压缩下的界面开裂行为EI北大核心CSCD

在事故条件下核反应堆的核心部件镀Cr锆合金包壳管容易受到挤压发生变形,导致Cr涂层产生裂纹影响涂层的保护性能,因此研究镀Cr锆合金在高温压缩下的裂纹扩展行为十分有必要。采用环向压缩试验研究不同厚度Cr涂层锆合金在不同温度下的开裂行为,通过扫描电子显微镜(SEM)、X射线衍射仪(XRD)和维氏硬度计等测试设备研究不同压缩试验温度下的镀Cr锆合金包壳管表截面裂纹微观形貌,并统计表截面裂纹密度及截面裂纹最大宽度。分析包壳材料的载荷-位移曲线和裂纹扩展行为,评价温度和涂层厚度对镀Cr锆合金包壳管力学性能的影响。研究结果表明:镀Cr锆合金包壳管在高温工况下,抗压强度会下降,断裂韧性增加;当涂层厚度增加时,表截面裂纹密度减少,裂纹张开尺寸增大;裂纹首先在表面产生,然后逐渐向基体扩展,并随着变形量的增加逐渐向基体扩展,最终在膜基结合处停止;试样变形量从10%压缩到50%时,截面裂纹的新增主要来自表面主裂纹分叉,且在压缩过程中Cr涂层并不会剥落,Cr涂层与锆基体结合性能良好。研究不同厚度锆合金Cr涂层包壳管在高温压缩下的膜基界面裂纹的扩展行为,可为锆合金包壳管的涂层制备提供数据支持。     

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。     

Cr涂层锆合金包壳管与端塞环缝焊接接头耐腐蚀性能研究

采用压力电阻焊及TIG焊两种方式焊接无涂层/Cr涂层锆合金包壳管与端塞,研究其焊接接头组织和耐腐蚀性能。采用高压釜对焊接试样进行高温高压水腐蚀试验,采用SEM对焊接接头试样进行腐蚀后的外表面形貌表征以及对Cr涂层包壳管焊接接头试样进行纵截面形貌表征,采用EDS进行微区成分分析,采用金相显微镜观察接头试样纵截面显微组织。结果表明,当采用TIG焊对Cr涂层锆合金包壳管进行焊接时,焊接接头中出现了Cr与Zr两种金属的合金化现象,接头中存在较多的气孔和裂纹;而当采用压力电阻焊对Cr涂层锆合金包壳管进行焊接时,Cr涂层并没有对焊接接头产生负面影响,接头在保持良好焊接性能的同时,还具备了良好的抗高温水腐蚀性能。     

Cr涂层锆合金包壳管与端塞环缝焊接接头耐腐蚀性能研究

采用压力电阻焊及TIG焊两种方式焊接无涂层/Cr涂层锆合金包壳管与端塞,研究其焊接接头组织和耐腐蚀性能。采用高压釜对焊接试样进行高温高压水腐蚀试验,采用SEM对焊接接头试样进行腐蚀后的外表面形貌表征以及对Cr涂层包壳管焊接接头试样进行纵截面形貌表征,采用EDS进行微区成分分析,采用金相显微镜观察接头试样纵截面显微组织。结果表明,当采用TIG焊对Cr涂层锆合金包壳管进行焊接时,焊接接头中出现了Cr与Zr两种金属的合金化现象,接头中存在较多的气孔和裂纹;而当采用压力电阻焊对Cr涂层锆合金包壳管进行焊接时,Cr涂层并没有对焊接接头产生负面影响,接头在保持良好焊接性能的同时,还具备了良好的抗高温水腐蚀性能。     

变形温度对核电用锆包壳管表面Cr涂层开裂行为的影响

Cr涂层能够有效提高核电反应堆锆包壳管的事故容错能力，但在高温下其内部可能会萌生裂纹导致涂层开裂失效，现有Cr涂层开裂行为研究多针对常温，因此研究不同温度下Cr涂层的开裂行为对于其应用具有重要的理论和工程价值。采用多弧离子镀技术在N36锆合金包壳管外表面制备厚度为14μm左右的Cr涂层，采用WDW-100C万能试验机对涂层管分别进行室温（25℃）与高温（100、200、300、400℃）拉伸试验，并通过超景深显微镜和扫描电镜（SEM）观察涂层的裂纹表面与截面形貌，对Cr涂层在不同温度下的开裂行为与开裂机理进行研究。结果表明，随着温度升高，涂层管的屈服强度从（400±5）MPa下降到（150±5）MPa，涂层管的总体塑性变化不大；室温下裂纹萌生于涂层内部，其开裂方式为脆性沿晶断裂；100℃时涂层开裂方式不变，但表面裂纹数量减少，裂纹尖端出现钝化，由V字形转变为U字形；随着温度进一步升高，涂层的塑性变形能力提高，其表面呈流线形塑性变形；200℃及以上温度下，涂层表面无明显开裂，仅出现少量微裂纹，塑性的升高导致拉伸过程中涂层的变形量与基体存在差异，裂纹开始萌生于界面处，其断裂方式也由脆性断裂...     

Zr-4合金表面耐事故Cr涂层制备及组织性能研究

在锆合金包壳表面制备保护性涂层材料能够改善现行核燃料组件的服役性能,延缓在＞1200℃高温蒸汽下的锆水反应,提升其在反应堆失水事故下的容错能力。因此,涂层技术也被列为耐事故核反应堆设计和研究的短期规划。本文采用等离子增强物理气相复合沉积技术,在Zr-4合金表面制备了Cr复合涂层,并专门针对涂层与基体的界面进行了离子的轰击注入强化。结合锆合金包壳的实际使用工况,设计试验方法,评价表征了涂层体系的各项性能及其对锆合金基体的影响。高温蒸汽加速腐蚀试验表明,相比于无涂层Zr-4基体试样,Cr涂层明显阻碍了氧向Zr-4基体内部的扩散,并有效抑制了基体内部有害氢化物的生成。在模拟事故的＞1000℃的高温热冲击条件下,相比于无涂层基体表面较厚氧化物生成的现象,涂层样品并未出现脱落,基体也并未出现氧化腐蚀。拉伸及内压爆破测试表明,样品表面Cr涂层表现出与基体较好的附着力,未出现沿破裂界面的脱落,也未影响Zr-4基体的拉伸及室温爆破性能。可以认为,Zr-4合金表面Cr涂层是理想的耐事故涂层材料之一。     

Cr涂层锆合金包壳高温蒸汽氧化动力学及微观机理研究

Cr涂层锆合金包壳具备抗高温蒸汽氧化性能优异、耐腐蚀和耐磨蚀性能良好、工程应用难度较小等特点,成为最具前景的近期型事故容错燃料候选材料之一。本工作以Zr-1Nb合金管为基体材料,采用磁控溅射工艺制备均匀致密Cr涂层,涂层厚度范围12～15μm。通过同步综合热分析仪开展双面高温蒸汽氧化试验,氧化温度为1000、1100和1200℃,氧化时间为300～5000s,系统研究反应堆事故工况下Cr涂层锆合金包壳高温蒸汽氧化行为。采用扫描电子显微镜、能谱仪和X射线衍射仪表征高温氧化产物膜微观形貌特征、氧化层厚度、元素分布以及物相组成等,建立Cr涂层氧化动力学模型,探讨高温氧化机理。研究表明,高温蒸汽环境中,Cr涂层锆合金包壳外壁形成致密Cr2O3层,有效阻止O元素扩散至Zr合金基体,从而提升复合包壳的耐高温性能。其次,Cr涂层高温蒸汽氧化动力学曲线遵循抛物线规律,氧化速率常数比锆合金低大约2个数量级,显著提升锆合金包壳抗高温蒸汽氧化性能。     

Ni基P／M Rene 95合金中非金属夹杂物导致裂纹萌生和扩展的扫描电镜原位观察

通过SEM原位拉伸试验观察了P/M Rene 95合金中的非金属夹杂在拉伸状态下导致裂纹萌生、扩展的微观力学行为,结果表明：在原位拉伸过程中,裂纹首先在试样表面的夹杂物处产生,裂纹主要萌生于夹杂物/合金基体的界面;随着外加应力的增加;裂纹极易沿夹杂物/基体界面扩展,向基体深入;最后,部分夹杂与基体完全分离、脱落,一些夹杂物的材料制备过程中被破碎成若干碎片,增加了裂纹萌生的几率。     

Zr-4合金表面耐事故Cr涂层制备及组织性能

采用等离子增强物理气相复合沉积技术,在Zr-4合金表面制备了Cr复合涂层,并在涂层沉积之前对涂层与基体的界面进行了Cr离子的轰击注入强化。结合锆合金包壳的实际使用工况,设计试验方法,评价表征了涂层体系的各项性能及其对锆合金基体的影响。高温蒸气加速腐蚀试验表明,相比于无涂层Zr-4基体试样,Cr涂层明显阻碍了氧向Zr-4基体内部的扩散,并有效抑制了基体内部有害氢化物的生成。在模拟事故的高温(1000℃)热冲击条件下,相比于无涂层基体表面较厚氧化物生成的现象,涂层样品并未出现脱落,基体也并未出现氧化腐蚀。拉伸及内压爆破测试表明,样品表面Cr涂层表现出与基体较好的附着力,未出现沿破裂界面的脱落,也未影响Zr-4基体的拉伸及室温爆破性能。可以认为,Zr-4合金表面Cr涂层是理想的耐事故涂层材料之一。     

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17 μm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1 100、1 200、1 300 ℃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Cr2O3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ZrCr2扩散层,ZrCr2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Cr2O3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。     

涂层锆合金冲击-滑动磨蚀损伤行为

磨损是核电厂燃料元件失效的主要形式之一。燃料棒与定位格架磨损可能导致包壳破损和裂变产物泄露,引起一回路剂量超标,影响核电厂安全运行。在实际工况中,流体湍流引起格架和燃料棒之间的相对运动,其界面发生的位移可能是往复滑动,间歇冲击或数个运动的组合,即冲击-滑动摩擦磨损。涂层锆合金是事故容错燃料最有应用潜质的候选包壳,其磨损研究尚不够系统和全面。采用新型可控能量冲击-滑动磨损试验机,研究冲击能量和循环次数对锆合金 Cr 涂层磨蚀损伤行为的影响,并且对试验后试样进行白光干涉仪、扫描电镜(SEM)及电子探针(EPMA)等的表征,阐述锆合金 Cr 涂层磨蚀损伤的行为规律。结果表明：试样磨损随着循环次数的增加而增大,但随着冲击能量的增大而减小;Cr 涂层提高了界面的接触刚度和接触正压力值,并且减少了冲击过程中的接触时间,从而减小了包壳管材料的磨损。关注锆合金 Cr 涂层在低速高频模式下的耐磨损性能,可以为材料的工程应用提供试验数据。     

锆合金包壳表面涂层研究进展

耐事故燃料是一种满足反应堆更多安全裕量设计要求的新型燃料元件。锆合金表面涂层研究是耐事故燃料包壳发展的一个主要方向,致力于解决高温条件下锆水严重反应的问题。该包壳具有经济性好,易于实现商业化等优点。重点阐述了锆合金包壳表面涂层制备技术和一些应用性能的研究进展,制备技术包括涂层方法、涂层厚度和涂层成分等,应用性能主要包括高温氧化和辐照性能。详细分析了锆合金表面涂层研究需要考虑的四个关键问题,即涂层材料选择、涂层工艺选择、涂层质量表征以及涂层锆包壳关键应用性能研究。涂层材料既要满足耐高温氧化性能,又要满足堆内正常运行的相关性能要求;涂层工艺应能制备出结合力好且致密的薄膜,并考虑锆包壳管涂层过程的可实现性;针对锆包壳特殊的应用环境,涂层质量表征重点关注涂层的附着力和膜致密度;涂层包壳关键应用性能主要考虑高温氧化、腐蚀、抗热冲击和腐蚀性能。综合已有研究结果,指出MAX相和金属Cr是两种有应用前景的锆包壳涂层材料,电弧离子镀技术作为锆包壳涂层工艺有一定的发展潜力。     

Cr涂层锆合金事故容错燃料包壳材料研究进展

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。     

再制造件涂覆层内部裂纹扩展行为研究

目的研究再制造件涂层内部不同形状、尺寸的裂纹扩展行为。方法利用扩展有限元和内聚力单元结合的方法,通过设定断裂能G值作为控制裂纹扩展的参数,对三点弯曲试验以及拉伸试验下涂覆层内部的裂纹进行模拟,并通过实验进行验证。结果随着载荷的增加,涂层中的垂直裂纹和45°倾斜裂纹均沿着涂层厚度方向扩展,到达界面时裂纹发生偏转,沿着界面继续扩展而并没有越过涂层-基体界面向基体扩展。模拟得到三点弯曲试验下初始长度为0.2 mm的垂直裂纹和45°倾斜裂纹开裂的临界载荷分别为3.47 k N和4.49 k N,裂纹长度增加至0.3 mm时,临界载荷降低为3.29 k N和4.31 k N。裂纹越靠近试件中心,临界载荷越小,越易发生裂纹扩展现象。另一方面,在拉伸试验下,0.2 mm的垂直裂纹的临界开裂载荷(3.47 k N)小于投影长度相同的倾斜裂纹的临界载荷(5.21 k N),而与拉应力平行的裂纹并未扩展。实验得到0.2 mm的垂直裂纹在弯曲试验下的平均临界载荷为3.49 k N,而倾斜裂纹为4.46 k N。结论三点弯曲试验下,垂直裂纹比倾斜裂纹更危险,初始长度越长、越靠近试件中心的裂纹越易发生裂纹扩展现象。在拉伸试验下,与拉应力平行的裂纹并未扩展,最安全。模拟结果与实验相近,验证了模拟的正确性。     

激光熔覆TiC／Ni＋Cr涂层过程中陶瓷相的行为

借助ＳＥＭ、ＴＥＭ对激光熔覆ＴｉＣ／Ｎｉ＋Ｃｒ过程中陶瓷相ＴｉＣ的行为进行了研究。结果表明：未受基体中Ｆｅ扩散影响的熔覆层表层，ＴｉＣ仍保持为完整的六边形截面颗粒。交互扩散区的ＴｉＣ颗粒在凝固应力作用下可能产生裂纹。溶解促进裂纹的萌生和扩展。溶解后的陶瓷相与粘结相交互作用生成（Ｆｅ，Ｃｒ）２３Ｃ６。溶解后的陶瓷相在凝固过程中重新析出，析出的陶瓷相可使涂层强化。     

检测距离对超声波评价激光熔覆层表层缺陷深度的影响研究

基于超声波在介质中的传播理论,在当量法基础上采用超声波对激光熔覆层表层裂纹深度进行定量评价。结果表明:表层裂纹信号幅值随裂纹深度的增大而增大,当裂纹深度达到1.0 mm时,信号幅值基本保持不变。相同深度表层裂纹超声波信号幅值随检测距离增大而减小,并趋于平缓,分析认为激光熔覆层中各向异性树枝晶组织及层间界面导致声波能量衰减是引起上述结果的主要原因。结合上述研究结果,本研究对激光熔覆层组织引起的声波能量衰减进行补偿,进而实现表层裂纹深度定量评价方法的修正,在一定程度上提高了激光熔覆层表层裂纹深度的评价精度。     

Crack initiation and propagation behavior of zirconium cladding under an environment of iodine-induced stress corrosion

Tests of iodine-induced stress corrosion cracking (ISCC) were carried out to elucidate the initiation and propagation of cracks in the claddings of zirconium alloys. Zircaloy-4 cladding and Nb-contained zirconium cladding were pressurized with and without a pre-cracked state at 350°C in an iodine environment. The results show that pitting nucleation and growth play an important role in initiating ISCC. Pits preferentially grow and agglomerate around the grain boundary, where the number of pits increases with the iodine concentration and the hoop stress of the claddings. A model of grain-boundary pitting coalescence and a model of pitting-assisted slip cleavage, which were proposed to clearly elucidate the crack initiation and propagation process under ISCC, produce reasonable results. The Nb-contained zirconium cladding exhibits higher ISCC resistance than Zircaloy-4 from the standpoint of a higher threshold stress-intensity factor and a lower crack propagation rate.     

激光熔覆Fe基非晶合金涂层裂纹分析

使用激光熔覆技术在304不锈钢基材表面熔覆铁基非晶合金涂层时产生了裂纹,通过对裂纹周围元素、硬度和裂纹易萌生处析出物的定性分析,研究了涂层裂纹成形机理。结果表明,涂层主要有α-Fe、α-Cr、碳化物(M₇C₃、M₅C₂)、硅化物(CrSi₂、FeSi)等物相。裂纹主要由热影响区较大的热应力以及C、Si元素偏析而成的高熔点及高硬度的碳硅化物造成,裂纹带附近组织较为疏松且存在较多的缝隙和孔隙,同时硬质相结合不牢固,使得裂纹带附近硬度相较于同一水平其他无缺陷处的要低。