Zr合金表面Cr-Al-Si（-N）防护涂层的制备及其抗高温水蒸汽氧化研究
发布时间：2020-08-11 14:11
【摘要】：2011年福岛核电站事故后,能够提高轻水堆安全裕量的事故容错材料受到关注并亟待开发。Zr(锆)合金作为商用轻水堆核燃料包壳材料有半个多世纪的历史,然而,一旦发生冷却剂缺乏事故,核包壳Zr合金在高温环境下易与水蒸汽发生锆水反应,释放出大量的热和氢气,引起爆炸。因此,开发事故容错材料以消除或避免Zr合金在高温水蒸汽下的氧化反应是十分必要的,具有重要的科学意义和重大的工程实际应用意义。本工作的目的是在Zr表面制备涂层以提高Zr的抗高温水蒸汽氧化能力。前人大多研究纯Cr金属涂层和Cr基二元合金晶态涂层对Zr合金在抗高温水蒸汽环境下的抗氧化能力,而极少关注多元晶态和非晶态涂层的抗高温水蒸汽氧化能力。从合金设计的角度来说,三元或更高元合金能够降低氧在合金内的溶解度,因此更利于保护性氧化层的生成。(1)采用磁控溅射方法在Zr基底上制备不同N含量(0-38.3 at.%)的CrAl-Si-(N)防护涂层。涂层厚度为~4μm和11.5μm。主要探究涂层的显微结构、机械性能和高温水蒸汽下的氧化行为。(2)随着N含量的增加,涂层的生长结构由致密柱状变为致密无特征形貌再变为疏松柱状。所有涂层的机械性能都好于未镀膜Zr片。涂层的硬度在10.2GPa到14.6 GPa之间,弹性模量在184 Gpa到228 GPa之间。(3)高温水蒸汽氧化实验条件为1000°C-15 min和1200°C-30 min。实验发现,Cr-Al-Si涂层(0 at.%N)和Cr-Al-Si-N涂层(28.6 at.%N)能够有效提高Zr的抗氧化能力。经历1200°C-30 min实验后,未镀膜Zr基底的氧化深度为100μm,然而4μm厚的Cr-Al-Si涂层(0 at.%N)和Cr-Al-Si-N涂层(28.6 at.%N)下Zr的氧化深度分别为42μm和8μm,11.5μm厚Cr-Al-Si-N涂层(28.6 at.%N)下Zr未发生氧化,仅涂层氧化5μm。结果表明,结构致密的涂层结构和有利于选择性氧化的元素组成有助于提高涂层的抗高温水蒸汽氧化性能。(4)四种沉积态涂层完全暴露出基底的载荷为33-49 N,说明四种涂层与Zr基底间有很好的结合力。另外,经历高温水蒸汽氧化后,有三种氧化态涂层与Zr基底间结合力有所增加,涂层完全暴露载荷超过50 N。结合力的提高很可能是因为涂层和基底元素的互扩散。基于涂层的抗氧化能力和机械性能,N含量为28.6 at.%的致密非晶Cr-Al-SiN涂层和致密柱状Cr-Al-Si涂层有作为核用Zr合金包壳耐失水事故表面防护涂层的应用潜力。
【学位授予单位】：成都理工大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2018
【分类号】：TG174.4
【图文】：
意义和工程实际应用意义。和成分的设计思路。源结构中占有重要地位的清并称世界三大电力支柱。截uclear Society）的数据显示，达 392GW，核电年发电量占%的核电站为轻水反应堆，其O2或其他核燃料芯块被封装包壳管中。如图 1-1 所示，以百计的燃料组件构成反应堆内电能。
F（1204 °C）。因此，新型核燃料包壳容错材料应在正常核用基础上高温水蒸汽氧化等性能。在 LOCA 发生时，大幅降低包壳的热量，为事故抢修争取时间。锆合金包壳容错材料壳容错材料研究主要源于 2011 年的福岛核电站事故，因此目前总探索阶段。主流研究有两个大方向，一是寻找 Zr 合金的替代材料瓷、MAX 相陶瓷、Fe 基合金等；二是对原有 Zr 合金进行表面改性离子植入、非金属和金属涂层、陶瓷涂层（氧化物、碳化物和氮化纳米涂层。这两大方向比较，后者仍能够保留现有的核用系统和 生产等配套工艺，相对经济、研发周期短。从 KimHGetal.（2014壳容错材料发展规划图（图 1-2）来看，对 Zr 合金进行表面改性，单易行的方案，而发展 SiC 等 Zr 合金替代材料则是长期研发目标
多种候选事故容错包壳涂层在正常工况和事故工况下的耐受情况等级分最好；M-based 表示生成 MxOy氧化层以起到耐蚀和抗氧化作用的涂层，eCrAl、Ti2AlC MAX 相、或 TiAlN/TiN 等多层涂层）（Tang et.al.，2017）ure 1-3 Classification of several kinds of ATF cladding coatingsder normal conditions and accident conditions (1-5, worst-best; assrm MxOyscale during oxidation, that doesn’s include FeCrAl, Ti2ating or TiAlN/TiN multilayer coating) (Tang et.al., 2017)157）根据 Tang et al.（2017）157的研究，比较 Zr 合金包壳上制备界水和高温水蒸汽环境下的耐受等级分类，认为 Cr 涂层是最合金表面防护涂层候选材料（图 1-3）。韩国原子能研究院 Kim2014；2016）采用等离子喷涂、激光束扫描技术(Laser beam s 3D 激光打印技术等在锆合金表面制备了百微米级厚的 Cr 涂r 涂层可以显著提高包壳在 1200°C 水蒸汽中的抗氧化能力。研体系和纳米多层结构，例如 CrAl 涂层（Kim J M et al.，20rN 涂层（Kuprin et al.，2015）、Cr/CrAl 涂层（Ivanova et al.，2
本文编号：2789172
【学位授予单位】：成都理工大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2018
【分类号】：TG174.4
【图文】：
意义和工程实际应用意义。和成分的设计思路。源结构中占有重要地位的清并称世界三大电力支柱。截uclear Society）的数据显示，达 392GW，核电年发电量占%的核电站为轻水反应堆，其O2或其他核燃料芯块被封装包壳管中。如图 1-1 所示，以百计的燃料组件构成反应堆内电能。
F（1204 °C）。因此，新型核燃料包壳容错材料应在正常核用基础上高温水蒸汽氧化等性能。在 LOCA 发生时，大幅降低包壳的热量，为事故抢修争取时间。锆合金包壳容错材料壳容错材料研究主要源于 2011 年的福岛核电站事故，因此目前总探索阶段。主流研究有两个大方向，一是寻找 Zr 合金的替代材料瓷、MAX 相陶瓷、Fe 基合金等；二是对原有 Zr 合金进行表面改性离子植入、非金属和金属涂层、陶瓷涂层（氧化物、碳化物和氮化纳米涂层。这两大方向比较，后者仍能够保留现有的核用系统和 生产等配套工艺，相对经济、研发周期短。从 KimHGetal.（2014壳容错材料发展规划图（图 1-2）来看，对 Zr 合金进行表面改性，单易行的方案，而发展 SiC 等 Zr 合金替代材料则是长期研发目标
多种候选事故容错包壳涂层在正常工况和事故工况下的耐受情况等级分最好；M-based 表示生成 MxOy氧化层以起到耐蚀和抗氧化作用的涂层，eCrAl、Ti2AlC MAX 相、或 TiAlN/TiN 等多层涂层）（Tang et.al.，2017）ure 1-3 Classification of several kinds of ATF cladding coatingsder normal conditions and accident conditions (1-5, worst-best; assrm MxOyscale during oxidation, that doesn’s include FeCrAl, Ti2ating or TiAlN/TiN multilayer coating) (Tang et.al., 2017)157）根据 Tang et al.（2017）157的研究，比较 Zr 合金包壳上制备界水和高温水蒸汽环境下的耐受等级分类，认为 Cr 涂层是最合金表面防护涂层候选材料（图 1-3）。韩国原子能研究院 Kim2014；2016）采用等离子喷涂、激光束扫描技术(Laser beam s 3D 激光打印技术等在锆合金表面制备了百微米级厚的 Cr 涂r 涂层可以显著提高包壳在 1200°C 水蒸汽中的抗氧化能力。研体系和纳米多层结构，例如 CrAl 涂层（Kim J M et al.，20rN 涂层（Kuprin et al.，2015）、Cr/CrAl 涂层（Ivanova et al.，2
【参考文献】
相关期刊论文 前4条
1 巫祥超;张鹏程;陈金繁;;Pd-Cu-Si体系相图计算与非晶成分设计[J];材料导报;2013年S1期
2 顾盛挺;鲍雨梅;柴国钟;吴化平;;颗粒表面粗糙度对纳米压痕特性影响研究[J];浙江工业大学学报;2013年02期
3 翟青霞;黄海蛟;刘东;刘克敢;;解析SEM&EDS分析原理及应用[J];印制电路信息;2012年05期
4 张伟国;;第四代核电站材料问题的挑战[J];腐蚀与防护;2006年11期
本文编号：2789172
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