| 核电耐事故锆包壳表面涂层研究进展 |
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| 引用本文： | 杨红艳,陈寰,张瑞谦,韦天国,邱绍宇,彭小明.核电耐事故锆包壳表面涂层研究进展[J].表面技术,2022,51(7):87-97. |
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| 作者姓名： | 杨红艳 陈寰 张瑞谦 韦天国 邱绍宇 彭小明 |
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| 作者单位： | 中国核动力研究设计院 反应堆燃料及材料重点实验室，成都 610213 |
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| 基金项目： | 国防科技工业核动力技术创新中心科研项目(K305004008) |
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| 摘 要： | 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。
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| 关 键 词： | 耐事故包壳 Cr涂层 沉积技术 性能评价 |
Research Progress of the Surface Coating for Zirconium Alloy Cladding of Accident Tolerant Fuel in Nuclear Power Plant |
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| YANG Hong-yan,CHEN Huan,ZHANG Rui-qian,WEI Tian-guo,QIU Shao-yu,PENG Xiao-ming.Research Progress of the Surface Coating for Zirconium Alloy Cladding of Accident Tolerant Fuel in Nuclear Power Plant[J].Surface Technology,2022,51(7):87-97. |
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| Authors: | YANG Hong-yan CHEN Huan ZHANG Rui-qian WEI Tian-guo QIU Shao-yu PENG Xiao-ming |
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| Affiliation: | Science and Technology on Reactor Fuel and Materials Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu 610213, China |
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| Abstract: | |
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| Keywords: | accident tolerant fuel cladding Cr coating deposition technology performance evaluation |
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