第四代核能系统用碳化锆陶瓷的制备微结构及性能研究

发布时间：2020-06-12 09:05

【摘要】：核能作为一种清洁高效的可再生能源,正受到全世界的广泛关注,2011年日本福岛核事故为全世界敲响了核能安全的警钟,进一步提升核能系统的安全性和可靠性是核能发展的当务之急。与前三代核反应堆相比,第四代核反应堆的工作温度高、辐照强度大,这对传统金属核材料提出了严峻的挑战。先进非氧化物陶瓷材料由于具有良好的高温性能,是极端环境用结构材料的重要候选,其中,SiC、ZrC、TiN、ZrN等先进非氧化物陶瓷材料因其优异的性能受到了国内外研究者的关注。ZrC具有熔点高(3450℃)、抗辐照性能好、热导率高、抗腐蚀性能强和中子吸收截面小等特点,是先进核能系统的候选结构材料。本文采用热压烧结方法制备ZrC陶瓷和ZrC基FCM芯块,采用磁控溅射方法制备了ZrC涂层,研究了制备工艺、材料组分和微结构对ZrC基陶瓷材料的致密化、力学和热学性能的影响规律及其作用机制。(1)以W为添加剂,考察其对ZrC陶瓷的增强作用。在2000℃烧结时,5mol%含量的W使ZrC陶瓷的致密度从94.8%提高至96.8%,但过量的W会使其致密度下降。W的加入不但能够细化ZrC晶粒,去除基体中的残余碳,同时还可以起到晶界强化的效果,从而使其高温力学性能得到增强,特别是在1800℃下的抗弯强度有了明显的改善,从281±15MPa提升至553±107MPa。同时W添加剂还改善了ZrC陶瓷的硬度和弹性模量。此外,也深入研究了ZrC与W的反应机制。(2)用ZrO_2(φ500μm)微球模拟氧化铀燃料,采用热压烧结方法制备FCM芯块。研究表明,引入10wt%PVB为分散剂,可以使FCM芯块中的ZrO_2微球分散更加均匀,与基体结合也更加紧密,而且原位反应生成的SiC第二相晶粒更加细小。ZrO_2微球体积含量从20%提升至40%,FCM芯块的压缩强度从330MPa降低至100MPa。烧结温度从1700℃升高至1800℃,材料的致密度从92.8%提高到98.4%,FCM芯块在1200℃时的热导率从7.8W/(mK)提升至10.0 W/(mK);提高烧结助剂的含量有利于去除残余碳,改善材料的致密度,从而提高材料的热导率。助烧剂从5wt%Si提升至7.5wt%Si,材料的致密度从92.8%提高到98.0%,1200℃时FCM芯块的热导率从7.8W/(mK)提升至11.9W/(mK)。既保证了材料的均匀性,同时提高了材料的热导率。(3)以ZrC陶瓷为衬底,采用磁控溅射方法制备了不同厚度的纳米晶ZrC涂层,并对其形貌、生长机理和性能进行了研究。涂层的生长速度约为1.2μm/h,纳米晶粒尺寸为58.74±3.20nm。随着溅射时间的增加,涂层的表面开始出现晶粒团聚长大的现象,涂层的弹性模量随着位移深度的增加而增加,溅射时间为2h的涂层硬度最大为19±0.8GPa,随着涂层厚度的增加,硬度逐渐减小。溅射时间为2h和4h的涂层结合强度相近约为32MPa。溅射时间为4h的涂层的热稳定性良好,在800℃下热处理4h后表现出良好的结构稳定性。在1200℃下热处理1h后结合强度降低至原来的21%。
【图文】：

放出巨大的能量，再将其转化为人类所需的能源。自 1942 年，恩利克·费米首次实现链式反应以来，人类对核能的研究有了迅猛的发展。图 1.1 给出了不同反应堆的发展经过。1954 年，世界上第一座核电站由前苏联建造，以希平港压水堆(美国)、石墨慢化堆(前苏联)和天然铀重水堆(加拿大)等为代表的第一代反应堆有着设计粗糙、功率小且安全性差等问题。第二代反应堆主要以水作为冷却剂，提高了功率以及安全性，并且实现了商业化，，标准化，代表堆型有压力管式天然铀堆(加拿大)、石墨堆和沸水堆(前苏联)、压水堆和沸水堆(美国)等，如今商业运行的核反应堆绝大部分为二代堆型。第三代反应堆是指满足美国核电用户要求文件(Utility Requirements Document, URD)[9]和欧洲核电用户要求文件(EuropeanUtility Requirements Document, EUR)[10]文件的核反应堆，其安全性和经济性都有了显著的提高，具有预防和缓解严重事故措施，经济上能与天然气机组相竞争。代表堆型有：先进沸水堆、AP1000、欧洲压水堆等。

图 1.2 Zr-C 二元相图[19]碳空位的形成能较低，且碳原子容易从亚层中移除而产生空金属碳化物具有较宽的化学计量比范围。图 1.2 给出了 Zr-C的晶格常数随 C/Zr 比的增大而增大，在 C/Zr 为 0.83 时达到)[17]，然后随晶格参数逐渐减小。图 1.3 给出了碳化锆的晶格参图。
【学位授予单位】：华东师范大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2019
【分类号】：TQ174.758.12;TL34

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本文编号：2709310