Cr涂层锆合金包壳模拟LOCA试验研究

2011年日本福岛核事故暴露传统锆合金燃料包壳在失水事故(LOCA)工况下的安全性问题。为了探究新型Cr涂层锆合金包壳在LOCA工况下的性能,本研究针对物理气相沉积(PVD)工艺涂覆的12～15μm厚度Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管,开展模拟LOCA工况下的高温蒸汽氧化-淬火试验,氧化温度为1200℃和1300℃,单面氧化时间为10 min和20 min,淬火温度约800℃,之后对淬火后试样进行环压测试。结果发现,在研究条件下,Cr涂层未出现剥落,涂层完整;Cr涂层锆合金包壳外表面形成较为致密Cr₂O₃层,抑制O原子扩散至锆合金基体,阻止锆合金基体被氧化为ZrO₂层和α-Zr(O)层,环压测试发现淬火后包壳保持良好塑性。研究表明,在本测试工况下Cr涂层锆合金包壳相比传统锆合金包壳具有更强的抗LOCA事故能力。     

微量氧环境下热处理温度对Zr-1%Nb合金力学性能的影响

采用扫描电镜、X射线衍射仪及万能试验机等研究了微量氧环境下400、800和1200℃不同温度保温300 s对Zr-1%Nb合金力学性能的影响。结果表明:与未热处理的合金相比,400℃热处理后Zr-1%Nb合金的力学性能未发生明显变化;800℃热处理后,合金的塑性降低,压缩时外表面产生大量微裂纹;1200℃热处理后,压缩时合金出现了脆性断裂。热处理后合金样品的表面发生了氧化,氧化产物主要为ZrO2相。随着热处理温度的升高,Zr-1%Nb合金的氧化程度逐步加深,并且1200℃热处理后试样氧化层的厚度显著增加,内部出现大量裂纹。     

Cr涂层对Zr-1Nb合金包壳微动磨损行为的影响

反应堆冷却剂流体振动导致的微动磨损已成为压水堆燃料包壳失效的重要原因。Cr涂层锆合金因抗高温蒸汽氧化能力强、耐腐蚀性能优异,成为最具发展前景的事故容错燃料包壳候选材料之一。然而,目前仍缺乏Cr涂层锆合金包壳微动磨损行为及机理的相关研究。本文采用三维白光干涉仪、扫描电子显微镜、能谱仪等表征技术对比研究Cr涂层Zr-1Nb合金包壳和Zr-1Nb合金包壳与格架在模拟压水堆一回路水环境下的微动磨损行为及损伤机制。结果表明,Cr涂层显著提高Zr-1Nb合金包壳的抗微动磨损性能。此外,对磨副为刚凸时,Zr-1Nb合金包壳微动磨损机制以磨粒磨损和剥层磨损为主,而Cr涂层Zr-1Nb合金包壳由于表面硬度较高,且表面形成具有保护作用的三体层,其损伤机制以黏着磨损和材料单向转移为主。对磨副为弹簧时,Zr-1Nb合金包壳微动磨损机制主要为剥层和黏着磨损,Cr涂层Zr-1Nb合金包壳主要为磨粒磨损。